Pajisja dhe parimi i funksionimit

Mekanizmi i çlirimit të energjisë

Transformimi i një substance shoqërohet me çlirimin e energjisë së lirë vetëm nëse substanca ka një rezervë energjie. Kjo e fundit do të thotë që mikropjeshtjet e substancës janë në një gjendje me një energji pushimi më të madhe se në një gjendje tjetër të mundshme, kalimi në të cilin ekziston. Një tranzicion spontan gjithmonë pengohet nga një pengesë energjetike, për të kapërcyer të cilën një mikropjesë duhet të marrë nga jashtë një sasi të caktuar energjie - energji ngacmuese. Reaksioni ekzoenergjik konsiston në faktin se në transformimin pas ngacmimit, çlirohet më shumë energji sesa kërkohet për të ngacmuar procesin. Ekzistojnë dy mënyra për të kapërcyer barrierën e energjisë: ose për shkak të energjisë kinetike të grimcave që përplasen, ose për shkak të energjisë lidhëse të grimcës bashkuese.

Nëse kemi parasysh shkallët makroskopike të çlirimit të energjisë, atëherë energjia kinetike e nevojshme për ngacmimin e reaksioneve duhet të ketë të gjitha ose, së pari, të paktën disa fraksione të grimcave të substancës. Kjo është e arritshme vetëm kur temperatura e mediumit rritet në një vlerë në të cilën energjia e lëvizjes termike afrohet me vlerën e pragut të energjisë, e cila kufizon rrjedhën e procesit. Në rastin e transformimeve molekulare, dmth reaksione kimike, një rritje e tillë zakonisht është qindra kelvin, por në rastin e reaksioneve bërthamore është të paktën 10 7 për shkak të lartësisë shumë të lartë të barrierave Coulomb të bërthamave që përplasen. Nxitja termike e reaksioneve bërthamore realizohet në praktikë vetëm në sintezën e bërthamave më të lehta, për të cilat barrierat Coulomb janë minimale (bashkimi termonuklear).

Nxitja duke bashkangjitur grimca nuk kërkon energji të madhe kinetike dhe, prandaj, nuk varet nga temperatura e mjedisit, pasi ajo ndodh për shkak të lidhjeve të papërdorura të natyrshme në grimcat e forcave tërheqëse. Por nga ana tjetër, vetë grimcat janë të nevojshme për të nxitur reagimet. Dhe nëse përsëri kemi parasysh jo një veprim të veçantë të reagimit, por prodhimin e energjisë në një shkallë makroskopike, atëherë kjo është e mundur vetëm kur ndodh një reaksion zinxhir. Kjo e fundit lind kur grimcat që ngacmojnë reagimin rishfaqen si produkte të një reaksioni ekzoenergjik.

Projektimi

Çdo reaktor bërthamor përbëhet nga pjesët e mëposhtme:

• Bërthama me karburant bërthamor dhe moderator;
• Një reflektor neutron që rrethon bërthamën;
• Sistemi i kontrollit të reagimit zinxhir, duke përfshirë mbrojtjen e emergjencës;
• Mbrojtje nga rrezatimi;
• Sistemi i telekomandës.

Parimet fizike të punës

Shihni gjithashtu artikujt kryesorë:

Gjendja aktuale e një reaktori bërthamor mund të karakterizohet nga faktori efektiv i shumëzimit të neutroneve k ose reaktiviteti ρ , të cilat lidhen nga marrëdhënia e mëposhtme:

Këto vlera karakterizohen nga vlerat e mëposhtme:

• k> 1 - reaksioni zinxhir rritet në kohë, reaktori është brenda superkritik gjendja, reaktiviteti i saj ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - nënkritik, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - numri i ndarjeve bërthamore është konstant, reaktori është në një stallë kritike gjendje

Kushti për kritikitetin e një reaktori bërthamor:

, ku

Shndërrimi i faktorit të shumëzimit në unitet arrihet duke balancuar shumëzimin e neutroneve me humbjet e tyre. Në të vërtetë ka dy arsye për humbjet: kapja pa copëtim dhe rrjedhja e neutroneve jashtë mjedisit të shumimit.

Padyshim, k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе kjo përbërje k 0< 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 për reaktorët termikë mund të përcaktohet nga e ashtuquajtura "formula e 4 faktorëve":

, ku

• η është rendimenti i neutroneve për dy thithje.

Vëllimet e reaktorëve modernë të energjisë mund të arrijnë qindra m³ dhe përcaktohen kryesisht jo nga kushtet e kriticitetit, por nga aftësitë e heqjes së nxehtësisë.

Vëllimi kritik reaktori bërthamor - vëllimi i bërthamës së reaktorit në një gjendje kritike. Masë kritikeështë masa e materialit të copëtueshëm të reaktorit në një gjendje kritike.

Masën më pak kritike e kanë reaktorët në të cilët tretësira ujore të kripërave të izotopëve të pastër të copëtueshëm me një reflektor uji të neutroneve shërbejnë si lëndë djegëse. Për 235 U kjo masë është 0.8 kg, për 239 Pu është 0.5 kg. Sidoqoftë, dihet gjerësisht se masa kritike për reaktorin LOPO (reaktori i parë i pasuruar në botë i uraniumit) me një reflektor të oksidit të beriliumit ishte 0,565 kg, pavarësisht se pasurimi i izotopit 235 ishte vetëm pak mbi 14%. Teorikisht, ajo ka masën më të vogël kritike, për të cilën kjo vlerë është vetëm 10 g.

Në mënyrë që të zvogëlohet rrjedhja e neutroneve, bërthamës i jepet një formë sferike ose gati sferike, për shembull, një cilindër ose kub i shkurtër, pasi që këto figura kanë raportin më të vogël të sipërfaqes ndaj vëllimit.

Përkundër faktit se vlera (e - 1) është zakonisht e vogël, roli i shumëzimit të shpejtë të neutroneve është mjaft i madh, pasi që për reaktorët e mëdhenj bërthamorë (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Për të filluar një reaksion zinxhir, zakonisht prodhohen mjaftueshëm neutrone gjatë copëtimit spontan të bërthamave të uraniumit. Alsoshtë gjithashtu e mundur të përdoret një burim i jashtëm neutroni për të filluar reaktorin, për shembull, një përzierje e dhe, ose substancave të tjera.

Gropë jodi

Artikulli kryesor: Gropa e jodit

Jodi mirë - gjendja e një reaktori bërthamor pas mbylljes së tij, karakterizuar nga akumulimi i një izotopi ksenon jetëshkurtër. Ky proces çon në shfaqjen e përkohshme të reaktivitetit të rëndësishëm negativ, i cili, nga ana tjetër, e bën të pamundur sjelljen e reaktorit në kapacitetin e tij të projektimit brenda një periudhe të caktuar (rreth 1-2 ditë).

Klasifikimi

Me takim

Nga natyra e përdorimit të tyre, reaktorët bërthamorë ndahen në:

• Reaktorët e energjisë, të destinuara për prodhimin e energjisë elektrike dhe termike të përdorur në industrinë e energjisë, si dhe për shkripëzimin e ujit të detit (reaktorët e shkripëzimit klasifikohen gjithashtu si industrial). Reaktorë të tillë përdoren kryesisht në termocentralet bërthamore. Fuqia termike e reaktorëve modernë të energjisë arrin 5 GW. Dallohet një grup i veçantë:
  • Reaktorët e transportit i projektuar për të furnizuar me energji motorët e automjeteve. Grupet më të gjera të aplikimit janë reaktorët e transportit detar të përdorur në nëndetëse dhe anije të ndryshme sipërfaqësore, si dhe reaktorët e përdorur në teknologjinë hapësinore.
• Reaktorët eksperimental të dizajnuara për të studiuar madhësi të ndryshme fizike, vlera e të cilave është e nevojshme për projektin dhe funksionimin e reaktorëve bërthamorë; fuqia e reaktorëve të tillë nuk i kalon disa kW.
• Reaktorët kërkimorë, në të cilën flukset e neutroneve dhe kuantët gama të gjeneruara në bërthamë përdoren për kërkime në fizikën bërthamore, fizikën e gjendjes së ngurtë, kiminë e rrezatimit, biologjinë, për testimin e materialeve të destinuara për funksionim në flukset intensive të neutroneve (përfshirë pjesë të reaktorëve bërthamorë) prodhimi i izotopeve. Fuqia e reaktorëve kërkimor nuk i kalon 100 MW. Energjia e lëshuar zakonisht nuk përdoret.
• Reaktorët industrialë (armë, izotop) përdoret për prodhimin e izotopeve të përdorura në fusha të ndryshme. Më i përdorur gjerësisht për prodhimin e materialeve të armëve bërthamore siç është 239 Pu. Reaktorët industrialë përfshijnë gjithashtu reaktorë të përdorur për shkripëzimin e ujit të detit.

Reaktorët shpesh përdoren për të zgjidhur dy ose më shumë probleme të ndryshme, në këtë rast ata quhen për shumë qëllime... Për shembull, disa reaktorë energjie, veçanërisht në agim Energjia bërthamore, ishin të destinuara kryesisht për eksperimente. Reaktorët e shpejtë mund të jenë izotopë energjikë dhe prodhues në të njëjtën kohë. Reaktorët industrialë, përveç detyrës së tyre kryesore, shpesh gjenerojnë energji elektrike dhe termike.

Nga spektri neutronik

• Reaktori termik (i ngadaltë) i neutroneve ("reaktori termik")
• Reaktori i shpejtë ("reaktori i shpejtë")

Me vendosjen e karburantit

• Reaktorë heterogjenë, ku karburantit vendoset në bërthamë në mënyrë të veçantë në formën e blloqeve, midis të cilave ekziston një moderator;
• Reaktorët homogjenë, ku lënda djegëse dhe moderatori janë një përzierje homogjene (sistemi homogjen).

Në një reaktor heterogjen, karburanti dhe moderatori mund të ndahen hapësinorisht, në veçanti, në një reaktor zgavër, moderatori-reflektor rrethon një zgavër me karburant që nuk përmban një moderator. Nga pikëpamja bërthamore-fizike, kriteri për homogjenitet / heterogjenitet nuk është projekti, por vendosja e blloqeve të karburantit në një distancë që tejkalon gjatësinë e moderimit të neutroneve në një moderator të caktuar. Kështu, reaktorët me të ashtuquajturin "rrjet i ngushtë" llogariten si homogjenë, edhe pse lënda djegëse në to zakonisht ndahet nga moderatori.

Blloqet e karburantit bërthamor në një reaktor heterogjen quhen asambletë e karburantit (FA), të cilat ndodhen në bërthamë në nyjet e një rrjeti të rregullt, duke formuar qelizë.

Sipas llojit të karburantit

• izotopet e uraniumit 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• izotopi plutonium 239 (239 Pu), gjithashtu izotopet 239-242 Pu në formën e një përzierje me 238 U (karburant MOX)
• izotopi i toriumit 232 (232 Th) (me konvertim në 233 U)

Sipas shkallës së pasurimit:

• uranium natyror
• uranium i pasuruar dobët
• uranium shumë i pasuruar

Sipas përbërjes kimike:

• metali U
• UC (karabit i uraniumit) etj.

Sipas llojit të ftohësit

• Gaz, (shih reaktorin e gazit grafit)
• D 2 O (ujë i rëndë, shih reaktorin bërthamor me ujë të rëndë, CANDU)

Nga natyra e moderatorit

• C (grafit, shih reaktorin me gaz grafit, reaktorin me ujë grafit)
• H 2 O (ujë, shih reaktorin e dritës së ujit, reaktorin e moderuar nga uji, VVER)
• D 2 O (ujë i rëndë, shih reaktorin bërthamor me ujë të rëndë, CANDU)
• Hidride metalike
• Pa moderator (shih Reaktorin e Shpejtë)

Sipas dizajnit

Nga mënyra e gjenerimit të avullit

• Reaktor me gjenerator të jashtëm të avullit (Shih reaktorin e ujit nën presion, VVER)

Klasifikimi i IAEA

• PWR (reaktorë uji nën presion) - reaktor uji me presion;
• BWR (reaktori i ujit të vluar) - reaktori i ujit të vluar;
• FBR (reaktori i shpejtë i mbarështuesit) - reaktori i rritësit të shpejtë;
• GCR (reaktor i ftohur me gaz) - reaktor i ftohur me gaz;
• LWGR (reaktor grafit me ujë të lehtë) - reaktor grafit-ujë
• PHWR (reaktor me ujë të rëndë nën presion) - reaktor me ujë të rëndë

Reaktorët më të përhapur në botë janë uji me presion (rreth 62%) dhe vlimi (20%).

Materialet e reaktorit

Materialet e përdorura për ndërtimin e reaktorëve veprojnë në temperatura të larta në fushën e neutroneve, γ-kuanteve dhe fragmenteve të copëtimit. Prandaj, jo të gjitha materialet e përdorura në degë të tjera të teknologjisë janë të përshtatshme për ndërtimin e reaktorit. Kur zgjedhni materialet e reaktorit, merren parasysh rezistenca e tyre ndaj rrezatimit, inertiteti kimik, prerja erthore e thithjes dhe vetitë e tjera.

Paqëndrueshmëria e rrezatimit të materialeve ndikohet më pak kur temperaturat e larta... Lëvizshmëria e atomeve bëhet aq e madhe sa rritet ndjeshëm probabiliteti i kthimit të atomeve të rrëzuar nga rrjeta kristalore në vendin e tyre ose rikombinimi i hidrogjenit dhe oksigjenit në një molekulë uji. Kështu, radioliza e ujit është e parëndësishme në reaktorët e energjisë jo të vluar (për shembull, VVER), ndërsa në reaktorët e fuqishëm kërkimorë lëshohet një sasi e konsiderueshme e një përzierje shpërthyese. Reaktorët kanë sisteme speciale për djegien e tij.

Materialet e reaktorëve janë në kontakt me njëri-tjetrin (veshja e elementit të karburantit me lëndë djegëse ftohëse dhe bërthamore, tubat e karburantit - me ftohës dhe moderator, etj.). Natyrisht, materialet kontaktuese duhet të jenë kimikisht inerte (të pajtueshme). Një shembull i papajtueshmërisë është uraniumi dhe uji i nxehtë, të cilat reagojnë kimikisht.

Për shumicën e materialeve, vetitë e rezistencës përkeqësohen ndjeshëm me rritjen e temperaturës. Në reaktorët e energjisë, materialet strukturore veprojnë në temperatura të larta. Kjo kufizon zgjedhjen e materialeve të ndërtimit, veçanërisht për ato pjesë të një reaktori të energjisë që duhet të përballojnë presione të larta.

Djegia dhe riprodhimi i karburantit bërthamor

Gjatë funksionimit të një reaktori bërthamor, për shkak të akumulimit të fragmenteve të copëtimit në karburant, ndryshon përbërja izotopike dhe kimike e tij, dhe elementët transuranikë, kryesisht izotopet, formohen. Quhet efekti i fragmenteve të copëtimit në reaktivitetin e një reaktori bërthamor helmimi(për mbeturinat radioaktive) dhe skorje(për izotopët e qëndrueshëm).

Arsyeja kryesore për helmimin e reaktorit është ajo me seksion kryq më të madh të thithjes së neutronit (2.6 · 10 6 hambar). Gjysmë-jeta 135 Xe T 1/2 = 9,2 orë; rendimenti i copëtimit është 6-7%. Pjesa kryesore e 135 Xe formohet si rezultat i kalbjes ( T 1/2 = 6,8 orë). Në rast të helmimit, Keff ndryshon me 1-3%. Seksioni i madh i thithjes së madhe prej 135 Xe dhe prania e izotopit të ndërmjetëm 135 I çon në dy fenomene të rëndësishme:

1. Për një rritje të përqendrimit prej 135 Xe dhe, rrjedhimisht, për një ulje të reaktivitetit të reaktorit pas mbylljes ose uljes së tij të energjisë ("pusi i jodit"), gjë që e bën të pamundur ndaljen dhe luhatjet afatshkurtra të prodhimit fuqinë Ky efekt tejkalohet duke futur një diferencë të reaktivitetit në rregullatorët. Thellësia dhe kohëzgjatja e jodit varen nga fluksi i neutroneve Ф: në Ф = 5 · 10 18 neutrone / (cm² · sek), kohëzgjatja e pusit të jodit është ˜30 h, dhe thellësia është 2 herë më e madhe se ndryshimi stacionar në Keff i shkaktuar nga helmimi 135 Xe.
2. Për shkak të helmimit, mund të ndodhin luhatje hapësinore-kohore të fluksit të neutroneve Ф, dhe, rrjedhimisht, të fuqisë së reaktorit. Këto lëkundje ndodhin në Ф> 10 18 neutrone / (cm² · sek) dhe madhësi të mëdha të reaktorit. Periudhat e luhatjeve janë ˜10 h.

Ndarja e bërthamave prodhon një numër të madh fragmentesh të qëndrueshme, të cilat ndryshojnë në prerjet erthore të thithjes krahasuar me prerjet tërthore të thithjes së një izotopi të copëtueshëm. Përqendrimi i fragmenteve me një seksion kryq të madh thithjeje arrin ngopjen gjatë ditëve të para të funksionimit të reaktorit. Këto janë kryesisht elemente të karburantit të "moshave" të ndryshme.

Në rastin e një zëvendësimi të plotë të karburantit, reaktori ka reaktivitet të tepërt që duhet të kompensohet, ndërsa në rastin e dytë, kompensimi kërkohet vetëm në fillimin e parë të reaktorit. Rimbushja e vazhdueshme e karburantit bën të mundur rritjen e thellësisë së djegies, pasi reaktiviteti i reaktorit përcaktohet nga përqendrimet mesatare të izotopëve të copëtueshëm.

Masa e karburantit të ngarkuar tejkalon masën e karburantit të shkarkuar për shkak të "peshës" së energjisë së lëshuar. Pas ndalimit të reaktorit, së pari kryesisht për shkak të ndarjes nga neutronet e vonuara, dhe pastaj, pas 1-2 minutash, për shkak të rrezatimit β- dhe γ nga fragmenteve të copëtimit dhe elementeve transuranike, energjia vazhdon të lirohet në karburant. Nëse reaktori ka punuar mjaft gjatë deri në momentin e fikjes, atëherë 2 minuta pas mbylljes, çlirimi i energjisë është rreth 3%, pas 1 ore - 1%, pas një dite - 0.4%, pas një viti - 0.05% të fillestarit fuqinë

Raporti i numrit të izotopëve të copëtueshëm Pu të formuar në një reaktor bërthamor me sasinë prej 235 U të djegur quhet shkalla e konvertimit K K. Vlera K K rritet me zvogëlimin e pasurimit dhe djegies. Për një reaktor të ujit të rëndë duke përdorur uranium natyror, me një djegie prej 10 GW ditë / t, K K = 0,55 dhe për djegie të vogla (në këtë rast, K K quhet koeficienti fillestar i plutoniumit) K K = 0.8. Nëse një reaktor bërthamor digjet dhe prodhon të njëjtët izotope (reaktori i krijuesit), atëherë raporti i shkallës së riprodhimit me shkallën e djegies quhet shkalla e riprodhimit K V. Në reaktorët termikë K B< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g po rritet dhe por bie

Kontrolli i reaktorit bërthamor

Kontrolli i një reaktori bërthamor është i mundur vetëm për faktin se një pjesë e neutroneve gjatë copëtimit emetohen nga fragmentet me një vonesë që mund të shkojë nga disa milisekonda në disa minuta.

Për të kontrolluar reaktorin, përdoren shufrat thithëse të futura në bërthamë, të bëra nga materiale që thithin fuqishëm neutrone (kryesisht, disa të tjerë) dhe / ose një tretësirë ​​e acidit borik të shtuar në ftohës në një përqendrim të caktuar (rregullimi i borit). Lëvizja e shufrave kontrollohet nga mekanizma të veçantë, drejtues, që veprojnë në sinjale nga operatori ose pajisje për rregullimin automatik të fluksit të neutroneve.

Në rast të emergjencave të ndryshme, secili reaktor parashikon një përfundim emergjent të reaksionit zinxhir, të kryer duke hedhur të gjitha shufrat thithëse në bërthamë - një sistem i mbrojtjes emergjente.

Gjenerimi i nxehtësisë së mbetur

Një çështje e rëndësishme që lidhet drejtpërdrejt me sigurinë bërthamore është nxehtësia e mbetur. Kjo është një tipar specifik i karburantit bërthamor, i cili konsiston në faktin se pas përfundimit të reaksionit të zinxhirit të ndarjes dhe inercisë së zakonshme termike për çdo burim energjie, lirimi i nxehtësisë në reaktor vazhdon kohe e gjate, i cili krijon një numër problemesh teknikisht sfiduese.

Lirimi i nxehtësisë së mbetur është pasojë e prishjes β- dhe γ- të produkteve të copëtimit që janë grumbulluar në karburant gjatë funksionimit të reaktorit. Si rezultat i kalbjes, bërthamat e produkteve të copëtimit kalojnë në një gjendje më të qëndrueshme ose plotësisht të qëndrueshme me çlirimin e energjisë së konsiderueshme.

Megjithëse fuqia e çlirimit të nxehtësisë së mbetur zvogëlohet me shpejtësi në vlera që janë të vogla në krahasim me vlerat stacionare, në reaktorët e fuqishëm të energjisë është i rëndësishëm në terma absolutë. Për këtë arsye, gjenerimi i nxehtësisë së mbetur kërkon nevojë kohe e gjate për të siguruar largimin e nxehtësisë nga bërthama e reaktorit pas mbylljes së tij. Kjo detyrë kërkon praninë në hartimin e impiantit të reaktorit të sistemeve të ftohjes me një furnizim të besueshëm të energjisë, dhe gjithashtu kërkon një ruajtje afatgjatë (për 3-4 vjet) të karburantit bërthamor të shpenzuar në objektet e magazinimit me një regjim të veçantë të temperaturës - ruajtje pishina, të cilat zakonisht ndodhen në afërsi të reaktorit.

Shiko gjithashtu

• Lista e reaktorëve bërthamorë të projektuar dhe ndërtuar në Bashkimin Sovjetik

Letërsi

• V.E. Levin Fizika bërthamore dhe reaktorët bërthamorë. Ed. 4 - M.: Atomizdat, 1979
• Shukolyukov A. Yu. "Uraniumi. Reaktor natyror bërthamor ". "Kimi dhe Jeta" Nr. 6, 1980, f. 20-24

Shënime (redakto)

1. ZEEP - Reaktori i Parë Bërthamor i Kanadasë, Muzeu i Shkencës dhe Teknologjisë i Kanadasë.
2. Greshilov A.A., Egupov N.D., Matushchenko A.M. Mburojë bërthamore. - M.: Logos, 2008. - 438 f. -

Për të kuptuar parimin e funksionimit dhe strukturën e një reaktori bërthamor, duhet të plotësoni ekskursion i vogël në të kaluarën. Një reaktor bërthamor është një mishërim shekullor, megjithëse jo plotësisht, ëndrra e njerëzimit për një burim të pashtershëm të energjisë. "Progenitor" i tij i lashtë është një zjarr i bërë nga degë të thata që dikur ndiznin dhe ngrohnin qemerët e shpellës, ku paraardhësit tanë të largët gjetën shpëtimin nga të ftohtit. Më vonë, njerëzit zhvilluan hidrokarbure - qymyr, shist argjilor, naftë dhe gaz natyror.

Pasoi një epokë stuhie, por jetëshkurtër e avullit, e ndjekur nga një epokë edhe më fantastike e energjisë elektrike. Qytetet u mbushën me dritë dhe punëtoritë u mbushën me zhurmën e makinave deri më tani të padukshme, të drejtuara nga motorë elektrikë. Atëherë u duk se përparimi kishte arritur kulmin e tij.

Gjithçka ndryshoi në vonë XIX shekulli, kur kimisti francez Antoine Henri Becquerel zbuloi aksidentalisht se kripërat e uraniumit janë radioaktive. Dy vjet më vonë, bashkatdhetarët e tij Pierre Curie dhe gruaja e tij Maria Sklodowska-Curie morën prej tyre radium dhe polonium dhe niveli i radioaktivitetit të tyre ishte miliona herë më i lartë se ai i toriumit dhe uraniumit.

Shkopin e shkopit e mori Ernest Rutherford, i cili studioi në detaje natyrën e rrezeve radioaktive. Kështu filloi epoka e atomit, e cila lindi fëmijën e saj të dashur - reaktorin atomik.

Reaktori i parë bërthamor

"Firstborn" është nga SHBA. Në dhjetor 1942, reaktori dha rrymën e parë, e cila mori emrin e krijuesit të saj - një nga fizikanët më të mëdhenj shekulli E. Fermi. Tre vjet më vonë, struktura bërthamore ZEEP erdhi në jetë në Kanada. "Bronzi" shkoi në reaktorin e parë sovjetik F-1, të lëshuar në fund të vitit 1946. IV Kurchatov u bë kreu i projektit bërthamor vendas. Më shumë se 400 njësi të energjisë bërthamore po operojnë me sukses në botë sot.

Llojet e reaktorëve bërthamorë

Qëllimi i tyre kryesor është të mbështesin një reaksion bërthamor të kontrolluar që prodhon energji elektrike. Disa reaktorë prodhojnë izotope. Me pak fjalë, ato janë pajisje në thellësitë e të cilave disa substanca shndërrohen në të tjera me çlirimin një numër i madh energji termale. Kjo është një lloj "furre", ku në vend të llojeve tradicionale të karburantit, "digjen" izotopet e uraniumit - U-235, U-238 dhe plutonium (Pu).

Ndryshe, për shembull, nga një makinë e krijuar për disa lloje benzine, secili lloj i karburantit radioaktiv korrespondon me llojin e tij të reaktorit. Ekzistojnë dy prej tyre - në neutrone të ngadalta (me U-235) dhe të shpejtë (me U-238 dhe Pu). Shumica e termocentraleve bërthamorë kanë reaktorë të ngadaltë neutronikë. Përveç termocentraleve bërthamore, instalimet "punojnë" në qendrat kërkimore, në nëndetëset bërthamore, etj.

Si funksionon reaktori

Të gjithë reaktorët kanë afërsisht të njëjtën skemë. "Zemra" e saj është një zonë aktive. Mund të krahasohet përafërsisht me kutinë e zjarrit të një sobë të zakonshme. Vetëm në vend të druve të zjarrit ka karburant bërthamor në formën e elementeve të karburantit me një moderator - TVELs. Zona aktive ndodhet brenda një lloj kapsule - një reflektues neutroni. Shufrat e karburantit "lahen" nga një ftohës - ujë. Meqenëse "zemra" ka një nivel shumë të lartë radioaktiviteti, ajo është e rrethuar nga mbrojtje e besueshme nga rrezatimi.

Operatorët kontrollojnë funksionimin e impiantit duke përdorur dy sisteme kritike - kontrollin e reaksionit zinxhir dhe një sistem të telekomandës. Nëse lind një situatë anormale, mbrojtja e emergjencës shkaktohet menjëherë.

Si funksionon reaktori

"Flaka" atomike është e padukshme, pasi proceset zhvillohen në nivelin e ndarjes bërthamore. Gjatë një reaksioni zinxhir, bërthamat e rënda shpërbëhen në fragmente më të vogla, të cilat, kur ngacmohen, bëhen burime të neutroneve dhe grimcave të tjera nënatomike. Por procesi nuk mbaron këtu. Neutronet vazhdojnë të "ndahen", si rezultat i së cilës lirohet shumë energji, domethënë çfarë ndodh për të cilën janë ndërtuar termocentralet.

Detyra kryesore e personelit është të mbajë reaksionin zinxhir me ndihmën e shufrave të kontrollit në një nivel konstant, të rregullueshëm. Ky është ndryshimi i saj kryesor nga bomba atomike, ku procesi i kalbjes bërthamore është i pakontrollueshëm dhe vazhdon me shpejtësi, në formën e një shpërthimi të fuqishëm.

Çfarë ndodhi në termocentralin bërthamor të Çernobilit

Një nga arsyet kryesore të katastrofës në termocentralin bërthamor të Çernobilit në prill 1986 ishte shkelja e rëndë e rregullave të sigurisë operacionale gjatë mirëmbajtjes rutinë në njësinë e 4-të të energjisë. Pastaj 203 shufra grafit u hoqën nga bërthama në të njëjtën kohë në vend të 15 të lejuara nga rregulloret. Si rezultat, reagimi i pakontrolluar zinxhir që filloi përfundoi në një shpërthim termik dhe shkatërrim të plotë të njësisë së energjisë.

Reaktorët e gjeneratës së re

Gjatë dekadës së kaluar, Rusia është bërë një nga liderët në industrinë globale të energjisë bërthamore. Për momentin, korporata shtetërore "Rosatom" po ndërton termocentrale bërthamore në 12 vende, ku po ndërtohen 34 njësi energjetike. Një kërkesë kaq e lartë është dëshmi e nivelit të lartë të teknologjisë moderne bërthamore ruse. Tjetra në radhë janë reaktorët e gjeneratës së re të 4-të.

"Brest"

Një prej tyre është Brest, i cili po zhvillohet si pjesë e projektit Breakthrough. Tani sistemet operative Operacionet me cikël të hapur funksionojnë në uranium të pasuruar me pak, duke lënë për të asgjësuar një sasi të madhe të karburantit të shpenzuar, gjë që kushton shumë. "Brest" është një reaktor i shpejtë neutronik, një cikël unik i mbyllur.

Në të, karburanti i shpenzuar, pas përpunimit të duhur në një reaktor të shpejtë neutroni, përsëri bëhet një karburant i plotë që mund të ngarkohet përsëri në të njëjtin instalim.

Brest dallohet nga një nivel i lartë sigurie. Ai kurrë nuk do të "shpërthejë" edhe në aksidentin më të rëndë, është shumë ekonomik dhe miqësor me mjedisin, pasi ripërdor uraniumin e tij të "rinovuar". Ai gjithashtu nuk mund të përdoret për të prodhuar plutonium të shkallës së armëve, i cili hap perspektivat më të gjera për eksportin e tij.

VVER-1200

VVER-1200 është një reaktor inovativ i gjeneratës 3+ me një kapacitet prej 1150 MW. Falë aftësive të tij unike teknike, ajo ka pothuajse siguri absolute operacionale. Reaktori është i pajisur me bollëk me sisteme të sigurisë pasive që do të funksionojnë edhe në mungesë të furnizimit me energji në modalitetin automatik.

Një prej tyre është një sistem pasiv i heqjes së nxehtësisë, i cili aktivizohet automatikisht kur reaktori de-energjizohet plotësisht. Në këtë rast, sigurohen rezervuarë hidraulikë emergjentë. Me një rënie jonormale të presionit në qarkun primar, një sasi e madhe e ujit që përmban bor futet në reaktor, i cili shuan reagimin bërthamor dhe thith neutronet.

Një tjetër njohuri teknike gjendet në fund të përmbajtjes - kurthi i shkrirjes. Nëse, megjithatë, si rezultat i aksidentit, bërthama "rrjedh", "gracka" nuk do të lejojë që përmbajtja të shembet dhe të parandalojë hyrjen e produkteve radioaktive në tokë.

Energjia bërthamore është një metodë moderne dhe me zhvillim të shpejtë për gjenerimin e energjisë elektrike. A e dini se si rregullohen termocentralet? Cili është parimi i funksionimit të një centrali bërthamor? Cilat lloje të reaktorëve bërthamorë ekzistojnë sot? Ne do të përpiqemi të shqyrtojmë në detaje skemën e funksionimit të një termocentrali, të thellohemi në strukturën e një reaktori bërthamor dhe të zbulojmë se sa e sigurt është metoda atomike e gjenerimit të energjisë elektrike.

Çdo stacion është zonë e mbyllur larg zonës së banimit. Ka disa ndërtesa në territorin e saj. Struktura më e rëndësishme është ndërtesa e reaktorit, pranë saj është dhoma e turbinës, nga e cila kontrollohet reaktori, dhe ndërtesa e sigurisë.

Qarku është i pamundur pa një reaktor bërthamor. Një reaktor atomik (bërthamor) është një pajisje NPP që është krijuar për të organizuar një reaksion zinxhir të copëtimit të neutroneve me çlirimin e detyrueshëm të energjisë gjatë këtij procesi. Por cili është parimi i funksionimit të një termocentrali bërthamor?

E gjithë impianti i reaktorit është vendosur në ndërtesën e reaktorit, një kullë e madhe betoni që fsheh reaktorin dhe, në rast aksidenti, do të përmbajë të gjitha produktet e një reaksioni bërthamor. Kjo kullë e madhe referohet si frenim, frenim ose frenim.

Zona e kontrollit në reaktorët e rinj ka 2 mure të trasha prej betoni - predha.
Predha e jashtme, e trashë 80 cm, mbron zonën e bllokimit nga ndikimet e jashtme.

Predha e brendshme, me trashësi 1 metër 20 cm, ka kabllo të veçantë çeliku në pajisjen e saj, të cilat rrisin fortësinë e betonit gati trefish dhe parandalojnë shkatërrimin e strukturës. Në pjesën e brendshme, ajo është e veshur me një fletë të hollë çeliku të veçantë, e cila është projektuar për të shërbyer mbrojtje shtesë përmbajtjen dhe, në rast aksidenti, mos lëshoni përmbajtjen e reaktorit jashtë zonës së kontrollit.

Një pajisje e tillë e një centrali bërthamor mund të përballojë një përplasje aeroplani që peshon deri në 200 ton, një tërmet me 8 pikë, tornado dhe tsunami.

Për herë të parë, një mbyllje e mbyllur u ndërtua në centralin bërthamor Amerikan Connecticut Yankee në 1968.

Lartësia totale e zonës së mbylljes është 50-60 metra.

Nga çfarë përbëhet një reaktor bërthamor?

Për të kuptuar parimin e funksionimit të një reaktori bërthamor, dhe kështu parimin e funksionimit të një termocentrali, ju duhet të kuptoni përbërësit e reaktorit.

• Zona aktive. Kjo është zona ku vendoset lënda djegëse bërthamore (çlirimi i nxehtësisë) dhe moderatori. Atomet e karburantit (më shpesh uraniumi është lënda djegëse) i nënshtrohen një reaksioni të zinxhirit të copëtimit. Retarder është projektuar për të kontrolluar procesin e copëtimit, dhe ju lejon të kryeni reagimin e kërkuar në shpejtësi dhe forcë.
• Reflektori i neutroneve. Reflektori rrethon zonën aktive. Përbëhet nga i njëjti material si retarderi. Në fakt, është një kuti, qëllimi kryesor i së cilës është të parandalojë që neutronet të largohen nga bërthama dhe të hyjnë në mjedis.
• Transportues nxehtësie. Ftohës duhet të thithë nxehtësinë e lëshuar gjatë ndarjes së atomeve të karburantit dhe ta transferojë atë në substanca të tjera. Ftohës përcakton kryesisht se si është rregulluar një termocentral. Transportuesi më i njohur i nxehtësisë sot është uji.
  Sistemi i kontrollit të reaktorëve. Sensorët dhe mekanizmat që drejtojnë reaktorin e termocentralit bërthamor.

Karburant për termocentralet bërthamore

Me çfarë operon termocentrali? Karburantet për termocentralet nukleare janë elementë kimikë me veti radioaktive. Në të gjitha termocentralet bërthamore, uraniumi është një element i tillë.

Rregullimi i impianteve nënkupton që termocentralet nukleare funksionojnë me lëndë djegëse komplekse, dhe jo me pastër element kimik... Dhe për të nxjerrë karburantin e uraniumit nga uraniumi natyror, i cili është i ngarkuar në një reaktor bërthamor, duhet të kryeni shumë manipulime.

Uranium i pasuruar

Uraniumi përbëhet nga dy izotope, domethënë përmban bërthama me pesha të ndryshme... Ata u emëruan nga numri i protoneve dhe neutroneve izotopi-235 dhe izotopi-238. Studiuesit e shekullit të 20-të filluan të nxirrnin uraniumin e 235-të nga minerali, sepse ishte më e lehtë për tu dekompozuar dhe transformuar. Doli që ka vetëm 0.7% të një uraniumi të tillë në natyrë (përqindja e mbetur shkoi në izotopin e 238-të).

Çfarë të bëjmë në këtë rast? Ata vendosën të pasurojnë uranium. Pasurimi i uraniumit është një proces kur shumë izotopë të nevojshëm 235x dhe pak 238x të panevojshëm kanë mbetur në të. Detyra e pasuruesve të uraniumit është të bëjnë gati 100% të uraniumit-235 nga 0.7%.

Uraniumi mund të pasurohet duke përdorur dy teknologji - difuzion të gaztë ose centrifugë gazi. Për përdorimin e tyre, uraniumi i nxjerrë nga minerali shndërrohet në një gjendje të gaztë. Isshtë pasuruar në formën e gazit.

Pluhur uraniumi

Gazi i pasuruar i uraniumit shndërrohet në gjendje solide- dioksid uraniumi. Uraniumi i tillë i ngurtë i pastër 235 duket si kristale të bardha të mëdhenj, të cilët më vonë shtypen në pluhur uraniumi.

Tabletat e uraniumit

Tabletat e uraniumit janë rondele të forta metali të gjata disa centimetra. Në mënyrë që të formohen tableta të tilla nga pluhuri i uraniumit, ajo është e përzier me një substancë - një plastifikues, i cili përmirëson cilësinë e shtypjes së tabletave.

Rondelet e shtypura piqen në një temperaturë prej 1200 gradë Celsius për më shumë se një ditë për t'i dhënë tabletave forcë dhe rezistencë të veçantë ndaj temperaturave të larta. Se si funksionon një termocentral varet drejtpërdrejt nga sa mirë është kompresuar dhe pjekur karburanti i uraniumit.

Tabletat piqen në kuti molibden, sepse vetëm ky metal është i aftë të mos shkrihet në temperatura "ferr" mbi një mijë e gjysmë gradë. Pas kësaj, karburanti i uraniumit për termocentralin bërthamor konsiderohet i gatshëm.

Çfarë janë TVEL dhe TVS?

Bërthama e reaktorit duket si një disk ose tub i madh me vrima në mure (në varësi të llojit të reaktorit), 5 herë më shumë Trupi i njeriut... Këto vrima përmbajnë karburant uraniumi, atomet e të cilave kryejnë reagimin e dëshiruar.

Impossibleshtë e pamundur që thjesht të hidhni karburant në reaktor, nëse nuk doni të merrni një shpërthim të të gjithë stacionit dhe një aksident me pasoja për disa shtete të afërta. Prandaj, karburanti i uraniumit vendoset në shufrat e karburantit dhe pastaj mblidhet në asambletë e karburantit. Çfarë nënkuptojnë këto shkurtime?

• TVEL është një element karburanti (për të mos ngatërruar me të njëjtin emër të kompanisë ruse që i prodhon ato). Në thelb është një tub i hollë dhe i gjatë zirkoniumi i bërë nga lidhjet e zirkonit në të cilat vendosen fishekët e uraniumit. Inshtë në shufrat e karburantit që atomet e uraniumit fillojnë të bashkëveprojnë me njëri-tjetrin, duke lëshuar nxehtësi gjatë reagimit.

Zirkoni u zgjodh si një material për prodhimin e shufrave të karburantit për shkak të aftësive të tij rezistente ndaj rezistencës dhe korrozionit.

Lloji i shufrave të karburantit varet nga lloji dhe struktura e reaktorit. Si rregull, struktura dhe qëllimi i shufrave të karburantit nuk ndryshon, gjatësia dhe gjerësia e tubit mund të jenë të ndryshme.

Makineria ngarkon më shumë se 200 fishekë uraniumi në një tub zirkoniumi. Në total, rreth 10 milion fishekë uraniumi po funksionojnë njëkohësisht në reaktor.
FA - montimi i karburantit. Punëtorët e NPP-së i quajnë pako të asambleve të karburantit.

Në fakt, këto janë disa shufra karburanti të lidhura së bashku. Asambletë e karburantit janë karburant bërthamor i gatshëm, me çka operon një termocentral. Janë mbledhjet e karburantit që ngarkohen në një reaktor bërthamor. Një reaktor mban rreth 150 - 400 asamble të karburantit.
Në varësi të reaktorit në të cilin do të funksionojnë tubat e karburantit, ato vijnë në forma të ndryshme. Ndonjëherë trarët palohen në një kub, herë në një cilindrik, ndonjëherë në një formë gjashtëkëndore.

Një montim i karburantit për 4 vjet operim gjeneron të njëjtën energji si kur digjen 670 makina qymyri, 730 rezervuarë me të gazit natyror ose 900 rezervuarë të ngarkuar me naftë.
Sot, asambletë e karburantit prodhohen kryesisht në fabrikat në Rusi, Francë, SHBA dhe Japoni.

Për të furnizuar karburantin për termocentralet bërthamore në vendet e tjera, asambletë e karburantit mbyllen në tuba metali të gjatë dhe të gjerë, ajri nxirret nga tubat dhe i dorëzohet avionëve të ngarkesave me makina speciale.

Karburantit bërthamor peshon në mënyrë të ndaluar për termocentralet bërthamore, sepse uraniumi është një nga metalet më të rëndë në planet. Pesha e tij specifike është 2.5 herë më e madhe se çeliku.

Centrali bërthamor: si funksionon

Cili është parimi i funksionimit të një centrali bërthamor? Parimi i funksionimit të një centrali bërthamor bazohet në një reaksion zinxhir të copëtimit të atomeve të një substance radioaktive - uraniumit. Ky reagim ndodh në thelbin e një reaktori bërthamor.

E RNDSISHME T TO DINI:

Nëse nuk hyni në ndërlikimet e fizikës bërthamore, parimi i funksionimit të një termocentrali bërthamor duket kështu:
Pas fillimit të një reaktori bërthamor, shufrat thithëse hiqen nga shufrat e karburantit, të cilat parandalojnë reagimin e uraniumit.

Pasi të hiqen shufrat, neutronet e uraniumit fillojnë të bashkëveprojnë me njëri-tjetrin.

Kur neutronet përplasen, një mini-shpërthim ndodh në nivelin atomik, çlirohet energji dhe lindin neutrone të reja dhe fillon një reaksion zinxhir. Ky proces gjeneron nxehtësi.

Nxehtësia transferohet në ftohës. Në varësi të llojit të ftohësit, ai shndërrohet në avull ose gaz, të cilat rrotullojnë turbinën.

Turbina drejton një gjenerator elektrik. Heshtë ai që, në fakt, gjeneron një rrymë elektrike.

Nëse nuk e ndiqni procesin, neutronet e uraniumit mund të përplasen me njëri-tjetrin derisa të hedhin në erë reaktorin dhe të hedhin në erë të gjithë termocentralin bërthamor. Procesi kontrollohet nga sensorë kompjuterikë. Ata zbulojnë ngritjen e temperaturës ose ndryshimin e presionit në reaktor dhe automatikisht mund të ndalojnë reagimet.

Cili është ndryshimi midis parimit të funksionimit të një termocentrali bërthamor dhe termocentraleve (termocentrale)?

Ka dallime në punë vetëm në fazat e para. Në një termocentral bërthamor, ftohës merr nxehtësi nga copëtimi i atomeve të karburantit të uraniumit, në një termocentral, ftohës merr nxehtësi nga djegia e karburantit fosil (qymyr, gaz ose vaj). Pasi ose atomet e uraniumit ose gazi me qymyr kanë çliruar nxehtësinë, skemat e funksionimit të termocentraleve dhe termocentraleve janë të njëjtat.

Llojet e reaktorëve bërthamorë

Se si funksionon një termocentral varet nga mënyra sesi funksionon reaktori bërthamor. Sot ekzistojnë dy lloje kryesore të reaktorëve që klasifikohen sipas spektrit të neuroneve:
Reaktori i ngadalshëm i neutroneve, quhet ndryshe edhe reaktor termik.

Për funksionimin e tij, përdoret uraniumi i 235-të, i cili kalon nëpër fazat e pasurimit, krijimit të fishekëve të uraniumit, etj. Sot, ka shumicë dërrmuese të reaktorëve të ngadalshëm të neutroneve.
Reaktori i shpejtë i neutroneve.

E ardhmja u përket këtyre reaktorëve, që prej ata punojnë në uranium-238, i cili është një monedhë një duzinë në natyrë dhe nuk ka nevojë të pasurohet ky element. Disavantazhi i reaktorëve të tillë është vetëm në kosto shumë të larta për projektimin, ndërtimin dhe nisjen. Sot reaktorët e shpejtë funksionojnë vetëm në Rusi.

Ftohës në reaktorët e shpejtë është merkuri, gazi, natriumi ose plumbi.

Reaktorët e ngadalshëm të neutroneve të përdorura nga të gjitha termocentralet bërthamore në botë janë gjithashtu të disa llojeve.

Organizata IAEA (agjencia ndërkombëtare e energjisë atomike) ka krijuar klasifikimin e saj, i cili përdoret më shpesh në botën e energjisë atomike. Meqenëse parimi i funksionimit të një termocentrali varet kryesisht nga zgjedhja e ftohësit dhe moderatorit, IAEA e bazoi klasifikimin e tij në këto ndryshime.

Nga pikëpamja kimike, oksidi i deuteriumit është një moderator ideal dhe ftohës, sepse atomet e tij në mënyrë më efektive ndërveprojnë me neutronet e uraniumit në krahasim me substancat e tjera. Ta themi thjesht, uji i rëndë kryen detyrën e tij me humbje minimale dhe rezultate maksimale. Sidoqoftë, prodhimi i tij kushton para, ndërsa uji "i lehtë" dhe i njohur për ne është shumë më i lehtë për t'u përdorur.

Disa fakte rreth reaktorëve bërthamorë ...

Interestingshtë interesante që një reaktor i NEC është ndërtuar për të paktën 3 vjet!
Për të ndërtuar një reaktor, nevojiten pajisje që funksionojnë në një rrymë elektrike prej 210 kilo amper, e cila është një milion herë më e lartë se rryma që mund të vrasë një person.

Një predhë (element strukturor) i një reaktori bërthamor peshon 150 tonë. Në një reaktor ka 6 elementë të tillë.

Reaktori i ujit nën presion

Ne tashmë kemi kuptuar se si funksionon termocentrali bërthamor në tërësi, në mënyrë që të vendosim gjithçka në raftet, le të shohim se si funksionon reaktori më i popullarizuar i ujit me presion.
Në të gjithë botën sot, përdoren reaktorë uji nën presion të gjeneratës 3+. Ato konsiderohen më të besueshme dhe të sigurta.

Të gjithë reaktorët e ujit me presion në botë për të gjitha vitet e funksionimit të tyre në total tashmë kanë arritur të fitojnë më shumë se 1000 vjet të funksionimit pa probleme dhe kurrë nuk kanë dhënë devijime serioze.

Struktura e një centrali bërthamor të bazuar në reaktorë uji nën presion nënkupton që uji i distiluar, i nxehtë në 320 gradë, qarkullon midis shufrave të karburantit. Për të mos lejuar që ajo të kalojë në një gjendje të avulluar, ajo mbahet nën një presion prej 160 atmosferash. Skema e NPP e quan atë ujë primar të qarkut.

Uji i nxehtë hyn në gjeneratorin e avullit dhe i jep nxehtësinë ujit të qarkut sekondar, pas së cilës ai "kthehet" përsëri në reaktor. Nga pamja e jashtme, duket sikur tubat e ujit të qarkut primar janë në kontakt me tubat e tjerë - uji i qarkut sekondar, ata transferojnë nxehtësinë te njëri-tjetri, por uji nuk është në kontakt. Tubat janë në kontakt.

Kështu, përjashtohet mundësia e rrezatimit që futet në ujin e qarkut sekondar, i cili do të marrë pjesë më tej në procesin e gjenerimit të energjisë elektrike.

Siguria Operative e NC

Pasi kemi mësuar parimin e funksionimit të një centrali bërthamor, duhet të kuptojmë se si rregullohet siguria. Pajisja e një centrali bërthamor sot kërkon vëmendje të shtuar ndaj rregullave të sigurisë.
Kostoja e sigurisë së termocentralit bërthamor është afërsisht 40% e kostos totale të vetë impiantit.

Në skemën e NPP vendosen 4 barriera fizike, të cilat parandalojnë çlirimin e substancave radioaktive. Çfarë duhet të bëjnë këto pengesa? Në kohën e duhur, të jesh në gjendje të ndalosh reagimin bërthamor, të sigurosh heqjen e vazhdueshme të nxehtësisë nga bërthama dhe vetë reaktori, për të parandaluar lëshimin e radionukleideve jashtë përmbajtjes (zona me presion).

• Pengesa e parë është forca e fishekëve të uraniumit. Shtë e rëndësishme që ato të mos shkatërrohen nga temperaturat e larta në një reaktor bërthamor. Pjesa më e madhe e mënyrës se si funksionon stacioni i energjisë bërthamore, varet nga mënyra se si u "pjekën" tabletat e uraniumit në fazën fillestare të prodhimit. Nëse peletat e karburantit të uraniumit janë pjekur gabimisht, reagimet e atomeve të uraniumit në reaktor do të jenë të paparashikueshme.
• Pengesa e dytë është ngushtësia e shufrave të karburantit. Tubat e zirkonit duhet të mbyllen fort, nëse ngushtësia është prishur, atëherë në rastin më të mirë reaktori do të dëmtohet dhe puna do të ndalet, në rastin më të keq gjithçka do të fryjë.
• Pengesa e tretë është një anije e fortë reaktori çeliku a, (e njëjta gjë kulla e madhe- zona hermetike) e cila "mban" në vetvete të gjitha proceset radioaktive. Skafi do të dëmtohet - rrezatimi do të lëshohet në atmosferë.
• Pengesa e katërt janë shufrat e mbrojtjes emergjente. Mbi bërthamë, shufrat me moderator janë pezulluar në magnet, të cilat mund të thithin të gjitha neutronet në 2 sekonda dhe të ndalojnë reaksionin zinxhir.

Nëse, përkundër projektimit të një termocentrali bërthamor me shumë shkallë të mbrojtjes, nuk është e mundur të ftohet bërthama e reaktorit në kohën e duhur dhe temperatura e karburantit rritet në 2600 gradë, atëherë shpresa e fundit e sistemit të sigurisë hyn në lojë - e ashtuquajtura kurth i shkrirë.

Fakti është që në një temperaturë të tillë pjesa e poshtme e enës së reaktorit do të shkrihet, dhe të gjitha mbetjet e karburantit bërthamor dhe strukturat e shkrirë do të thahen në një "gotë" speciale të pezulluar mbi bërthamën e reaktorit.

Kurthi i shkrirjes është i ftohur dhe i fortë. Ajo është e mbushur me të ashtuquajturin "material sakrifikues", i cili gradualisht ndalon reaksionin zinxhir të copëtimit.

Kështu, skema e NPP nënkupton disa shkallë të mbrojtjes, të cilat praktikisht përjashtojnë plotësisht çdo mundësi të një aksidenti.

dërgoj

Çfarë është një reaktor bërthamor?

Një reaktor bërthamor, i njohur më parë si një "kazan bërthamor", është një pajisje e përdorur për të filluar dhe kontrolluar një reagim të qëndrueshëm zinxhir bërthamor. Reaktorët bërthamorë përdoren në termocentralet bërthamore për të gjeneruar energji elektrike dhe për motorët e anijeve. Nxehtësia nga ndarja bërthamore transferohet në një lëng pune (ujë ose gaz) që kalon nëpër turbina me avull. Uji ose gazi drejtojnë fletët e një anijeje, ose rrotullojnë gjeneratorët elektrikë. Avulli i gjeneruar nga një reaksion bërthamor në parim mund të përdoret për industrinë termike ose për ngrohjen qendrore. Disa reaktorë përdoren për prodhimin e izotopeve për qëllime mjekësore dhe industriale, ose për prodhimin e plutoniumit të shkallës së armëve. Disa prej tyre janë vetëm për qëllime kërkimore. Sot ka rreth 450 reaktorë bërthamorë të energjisë që përdoren për të gjeneruar energji elektrike në rreth 30 vende të botës.

Parimi i funksionimit të një reaktori bërthamor

Ashtu si termocentralet konvencionalë gjenerojnë energji elektrike duke përdorur energjinë termike të çliruar nga djegia e lëndëve djegëse fosile, reaktorët bërthamorë shndërrojnë energjinë e lëshuar nga ndarja e kontrolluar në energji termike për shndërrim të mëtejshëm në forma mekanike ose elektrike.

Procesi i copëtimit të një bërthame atomike

Kur një numër i konsiderueshëm i bërthamave atomike në prishje (të tilla si uranium-235 ose plutonium-239) thithin një neutron, mund të ndodhë kalbje bërthamore. Një bërthamë e rëndë ndahet në dy ose më shumë bërthama të lehta (produkte të copëtimit), duke çliruar energji kinetike, rrezet gama dhe neutrone të lira. Disa prej këtyre neutroneve më pas mund të absorbohen nga atome të tjera që ndahen dhe të shkaktojnë ndarje të mëtejshme, e cila çliron më shumë neutrone, etj. Ky proces njihet si një reaksion zinxhir bërthamor.

Për të kontrolluar një reagim të tillë zinxhir bërthamor, absorbuesit dhe moderatorët e neutroneve mund të ndryshojnë përqindjen e neutroneve që shkojnë në ndarje të më shumë bërthamave. Reaktorët bërthamorë kontrollohen manualisht ose automatikisht për të qenë në gjendje të ndalojnë reagimin e kalbjes kur identifikohen situata të rrezikshme.

Rregullatorët e fluksit të neutroneve që përdoren zakonisht janë uji i zakonshëm ("i lehtë") (74.8% e reaktorëve në botë), grafiti i ngurtë (20% e reaktorëve) dhe uji "i rëndë" (5% e reaktorëve). Në disa lloje eksperimentale të reaktorëve, është propozuar që të përdoren berilium dhe hidrokarbure.

Çlirimi i nxehtësisë në një reaktor bërthamor

Zona e punës e reaktorit gjeneron nxehtësi në disa mënyra:

• Energjia kinetike e produkteve të ndarjes shndërrohet në energji termike kur bërthamat përplasen me atomet fqinjë.
• Reaktori thith disa nga rrezatimi gama i gjeneruar gjatë copëtimit dhe shndërron energjinë e tij në nxehtësi.
• Nxehtësia gjenerohet nga prishja radioaktive e produkteve të copëtimit dhe atyre materialeve që janë ekspozuar gjatë thithjes së neutroneve. Ky burim nxehtësie do të mbetet i pandryshuar për ca kohë, edhe pasi të mbyllet reaktori.

Në reagimet bërthamore, një kilogram uranium-235 (U-235) çliron rreth tre milion herë më shumë energji sesa një kilogram konvencional i qymyrit të djegur (7,2 × 1013 joules për kilogram uranium-235 kundrejt 2,4 × 107 joules për kilogram qymyr),

Sistemi i ftohjes së reaktorit bërthamor

Ftohësja në një reaktor bërthamor - zakonisht ujë, por nganjëherë gaz, metal i lëngët (siç është natriumi i lëngshëm) ose kripë e shkrirë - qarkullon rreth bërthamës së reaktorit për të thithur nxehtësinë e gjeneruar. Nxehtësia hiqet nga reaktori dhe më pas përdoret për të gjeneruar avull. Shumica e reaktorëve përdorin një sistem ftohës që është i izoluar fizikisht nga uji që vlon dhe gjeneron avull që përdoret për turbinat si një reaktor uji me presion. Sidoqoftë, në disa reaktorë, uji i turbinës me avull vlon direkt në bërthamën e reaktorit; për shembull, në një reaktor uji nën presion.

Monitorimi i fluksit të neutroneve në reaktor

Prodhimi i energjisë së reaktorit kontrollohet duke kontrolluar numrin e neutroneve të afta të shkaktojnë më shumë çarje.

Shufrat e kontrollit që janë bërë nga "helmi neutronik" përdoren për të thithur neutrone. Sa më shumë neutrone të absorbohen nga shufra e kontrollit, aq më pak neutrone mund të shkaktojë copëtim të mëtejshëm. Kështu, zhytja e shufrave të thithjes thellë në reaktor zvogëlon fuqinë e tij të daljes dhe, anasjelltas, heqja e shufrës së kontrollit do ta rrisë atë.

Në nivelin e parë të kontrollit në të gjithë reaktorët bërthamorë, procesi i emetimit të vonuar të neutroneve të një numri izotopesh të copëtimit të pasuruar me neutrone është i rëndësishëm procesi fizik... Këto neutrone të vonuara përbëjnë rreth 0.65% të numrit të përgjithshëm të neutroneve të prodhuara gjatë copëtimit, dhe pjesa tjetër (të ashtuquajturat "neutrone të shpejta") prodhohen menjëherë gjatë copëtimit. Produktet e copëtimit që formojnë neutrone të vonuara kanë gjysmë jetë të ndryshme duke filluar nga milisekonda deri në disa minuta, dhe për këtë arsye duhet një kohë e konsiderueshme për të përcaktuar me saktësi se kur një reaktor ka arritur një pikë kritike. Mirëmbajtja e reaktorit në modalitetin e reaktivitetit zinxhir, ku kërkohen neutrone të vonuara për të arritur masën kritike, arrihet nga pajisjet mekanike ose kontrolli njerëzor për të kontrolluar reaksionin zinxhir në "kohë reale"; përndryshe, koha midis arritjes së kriticitetit dhe shkrirjes së bërthamës së një reaktori bërthamor si rezultat i një rritje eksponenciale në një reaksion zinxhir bërthamor normal do të ishte shumë e shkurtër për të ndërhyrë. Kjo fazë e fundit, ku neutronet e vonuara nuk janë të nevojshme më për të ruajtur kriticitetin, njihet si kritikë e shpejtë. Ekziston një shkallë për përshkrimin e kriticitetit në formë numerike, në të cilën kritika e farës tregohet me termin "zero dollarë", pika e shpejtë e kthesës si "një dollar", pikat e tjera të procesit ndërthuren në "cent".

Në disa reaktorë, ftohës vepron gjithashtu si një moderator neutron. Moderatori rrit fuqinë e reaktorit duke bërë që neutronet e shpejta që lëshohen gjatë copëtimit të humbasin energjinë dhe të bëhen neutrone termike. Neutronet termike kanë më shumë të ngjarë se neutronet e shpejta të shkaktojnë copëtim. Nëse ftohës është gjithashtu një moderator neutronik, atëherë ndryshimet e temperaturës mund të ndikojnë në dendësinë e ftohësit / moderatorit dhe kështu ndryshimi në prodhimin e energjisë së reaktorit. Sa më e lartë të jetë temperatura e ftohësit, aq më pak e dendur do të jetë, dhe për këtë arsye moderatori më pak efektiv.

Në llojet e tjerë të reaktorëve, ftohësi vepron si një "helm neutroni" duke thithur neutrone në të njëjtën mënyrë si shufrat e kontrollit. Në këta reaktorë, prodhimi i energjisë mund të rritet duke ngrohur ftohësin, duke e bërë atë më pak të dendur. Reaktorët bërthamorë zakonisht kanë sisteme automatike dhe manuale për mbylljen e reaktorit për mbylljen emergjente. Këto sisteme vendosin sasi të mëdha të "helmit neutron" (shpesh bor në formën e acidit borik) në reaktor në mënyrë që të ndalojnë procesin e copëtimit nëse zbulohen ose dyshohen për kushte të rrezikshme.

Shumica e llojeve të reaktorëve janë të ndjeshëm ndaj një procesi të njohur si "gropë ksenon" ose "gropë jodi". Produkti i përhapjes së përhapjes, ksenon-135, luan rolin e një amortizuesi neutroni që kërkon të mbyllë reaktorin. Akumulimi i ksenon-135 mund të kontrollohet duke mbajtur një nivel fuqie mjaft të lartë për ta shkatërruar atë duke thithur neutrone aq shpejt sa prodhohet. Ndarja gjithashtu rezulton në formimin e jodit-135, i cili nga ana e tij prishet (me një gjysmë jetë prej 6.57 orë) për të formuar ksenon-135. Kur reaktori mbyllet, jodi-135 vazhdon të prishet për të formuar ksenon-135, gjë që e bën rifillimin e reaktorit më të vështirë brenda një ose dy ditësh, pasi ksenon-135 prishet për të formuar cezium-135, i cili nuk është një thithës neutronesh si ksenon. 135, me një gjysmë jetë prej 9.2 orë. Kjo gjendje e përkohshme është "gropa e jodit". Nëse reaktori ka fuqi shtesë të mjaftueshme, atëherë mund të rindizet. Më shumë ksenon-135 shndërrohet në ksenon-136, i cili është më pak një absorbues i neutroneve, dhe brenda pak orësh reaktori i nënshtrohet të ashtuquajturës "faza e djegies së ksenonit". Për më tepër, shufrat e kontrollit duhet të futen në reaktor për të kompensuar thithjen e neutroneve për të zëvendësuar ksenonin-135 të humbur. Mosrespektimi i duhur i kësaj procedure ishte arsyeja kryesore për aksidentin në termocentralin bërthamor të Çernobilit.

Reaktorët e përdorur në instalimet bërthamore të anijeve (veçanërisht nëndetëset bërthamore) shpesh nuk mund të fillojnë në prodhimin e vazhdueshëm të energjisë në të njëjtën mënyrë si reaktorët e energjisë me bazë tokësore. Përveç kësaj, termocentralet e tillë duhet të kenë një periudhë të gjatë funksionimi pa ndryshuar karburantin. Për këtë arsye, shumë dizajne përdorin uranium shumë të pasuruar por përmbajnë një thithës neutroni të djegshëm në shufrat e karburantit. Kjo bën të mundur që të projektohet një reaktor me një tepricë të materialit të copëtueshëm, i cili është relativisht i sigurt në fillim të djegies së ciklit të karburantit të reaktorit për shkak të pranisë së materialit thithës të neutroneve, i cili më pas zëvendësohet nga amortizuesit konvencionale të neutroneve (më të qëndrueshme se ksenon-135), të cilat gradualisht grumbullohen gjatë jetës së karburantit të reaktorit.

Si prodhohet energjia elektrike?

Energjia e gjeneruar në procesin e ndarjes gjeneron nxehtësi, disa prej të cilave mund të shndërrohen në energji të përdorshme. Një metodë e zakonshme e përdorimit të kësaj energjie nxehtësie është përdorimi i saj për të zierë ujin dhe për të gjeneruar avull nën presion, i cili nga ana tjetër rrotullon makinën. turbinë me avull i cili rrotullon alternatorin dhe gjeneron energji elektrike.

Historia e paraqitjes së reaktorëve të parë

Neutronet u zbuluan në vitin 1932. Skema e një reaksioni zinxhir të provokuar nga reaksionet bërthamore si rezultat i ekspozimit ndaj neutroneve u krye për herë të parë nga shkencëtari hungarez Leo Sillard, në 1933. Ai aplikoi për një patentë për idenë e reaktorit të tij të thjeshtë gjatë vitit të ardhshëm në Admiralty në Londër. Sidoqoftë, ideja e Szilard nuk përfshinte teorinë e ndarjes bërthamore si një burim i neutroneve, pasi ky proces nuk ishte zbuluar ende. Idetë e Szilard për reaktorët bërthamorë duke përdorur një reaksion zinxhir bërthamor të ndërmjetësuar nga neutronet në elementët e dritës provuan të jenë të parealizueshme.

Shtysa për krijimin e një lloji të ri të reaktorit duke përdorur uranium ishte zbulimi i Lise Meitner, Fritz Strassmann dhe Otto Hahn në 1938, të cilët "bombarduan" uraniumin me neutrone (duke përdorur reaksionin e kalbjes alfa të beriliumit, një "armë neutroni") me formimi i bariumit, i cili, siç besuan, origjinën nga prishja e bërthamave të uraniumit. Studimet pasuese në fillim të vitit 1939 (Szilard dhe Fermi) treguan se disa neutrone u prodhuan gjithashtu gjatë shpërbërjes së atomit dhe kjo bëri të mundur reagimin zinxhir bërthamor që Szilard kishte parashikuar gjashtë vjet më parë.

Më 2 gusht 1939, Albert Einstein nënshkroi një letër të shkruar nga Szilard për Presidentin Franklin D. Roosevelt, ku thuhej se zbulimi i ndarjes së uraniumit mund të çonte në krijimin e "jashtëzakonisht bomba të fuqishme një lloj i ri. "Kjo i dha shtysë studimit të reaktorëve dhe prishjes radioaktive. Szilard dhe Ajnshtajni e njihnin mirë njëri-tjetrin dhe punuan së bashku për shumë vite, por Ajnshtajni nuk mendoi kurrë për një mundësi të tillë për energjinë bërthamore, derisa Szilard ta informonte atë fillimi i kërkimit të tij për të shkruar një letër Einstein-Szilard për të paralajmëruar qeverinë e SHBA,

Menjëherë pas kësaj, në 1939, Gjermania Naziste pushtoi Poloninë, duke filluar Luftën e Dytë Botërore në Evropë. Zyrtarisht, SH.B.A. nuk ishte ende në luftë, por në Tetor, kur u dha letra Einstein-Szilard, Roosevelt vuri në dukje se qëllimi i studimit është të sigurohemi "nazistët nuk do të na hedhin në erë". Projekti bërthamor i SH.B.A.-së filloi, megjithëse me një farë vonese, pasi mbeti skepticizmi (veçanërisht nga Fermi) dhe gjithashtu për shkak të numrit të vogël të zyrtarëve qeveritarë që mbikëqyrën fillimisht projektin.

Vitin pasues, qeveria amerikane mori memorandumin Frisch-Peierls nga MB, i cili deklaroi se sasia e uraniumit e nevojshme për të kryer një reaksion zinxhir ishte dukshëm më pak se sa mendohej më parë. Memorandumi u krijua me pjesëmarrjen e Maud Commity, i cili punoi në projektin e bombës atomike në Mbretërinë e Bashkuar, më vonë me emrin e koduar "Tube Alloys" dhe më vonë u përfshi në Manhattan Project.

Në fund të fundit, reaktori i parë bërthamor i bërë nga njeriu, i quajtur Chicago Woodpile 1, u ndërtua në Universitetin e Çikagos nga një ekip i udhëhequr nga Enrico Fermi në fund të vitit 1942. Në këtë kohë, programi atomik i SHBA ishte përshpejtuar tashmë nga hyrja e vendit në luftë. Druri i Çikagos arriti pikën e tij të thyer në 2 Dhjetor 1942, në 15:25. Korniza e reaktorit ishte prej druri, duke mbajtur së bashku një pirg blloqesh grafit (prandaj dhe emri) me "briketa" ose "pseudosfera" të vendosura të oksidit natyror të uraniumit.

Duke filluar në 1943, menjëherë pas krijimit të Woodpile Chicago, ushtria amerikane zhvilloi një seri reaktorësh bërthamorë për Projektin Manhattan. Qëllimi kryesor i krijimit të reaktorëve më të mëdhenj (të vendosur në kompleksin Hanford në shtetin Uashington) ishte prodhimi masiv i plutoniumit për armët bërthamore. Fermi dhe Szilard paraqitën një kërkesë për patentë për reaktorët më 19 dhjetor 1944. Lëshimi i tij u shty për 10 vjet për shkak të sekretit të kohës së luftës.

"E para në botë" - Ky mbishkrim është bërë në vendin e reaktorit EBR-I, i cili tani është një muze afër qytetit të Arco, Idaho. Me emrin origjinal "Chicago Woodpile 4", ky reaktor u ndërtua nën drejtimin e Walter Zinn për Laboratorin Kombëtar Aregonne. Ky reaktor eksperimental i shpejtë i krijuesit të neutroneve ishte në zotërim të Komisionit të Energjisë Atomike të Shteteve të Bashkuara. Reaktori prodhoi 0.8 kW energji kur testohej në 20 Dhjetor 1951, dhe 100 kW energji (elektrike) të nesërmen, me një kapacitet projektues 200 kW (elektrik).

Përveç përdorimit ushtarak të reaktorëve bërthamorë, ka pasur arsyet politike vazhdoni kërkimet për energjinë atomike për qëllime paqësore. Presidenti i SHBA Dwight D. Eisenhower mbajti fjalimin e tij të famshëm Atomet për Paqe në Asamblenë e Përgjithshme të KB më 8 dhjetor 1953. Kjo lëvizje diplomatike çoi në përhapjen e teknologjisë së reaktorit si në Shtetet e Bashkuara dhe në të gjithë botën.

Centrali i parë bërthamor i ndërtuar për qëllime civile ishte termocentrali bërthamor "AM-1" në Obninsk, i nisur më 27 qershor 1954 në Bashkimin Sovjetik. Prodhoi rreth 5 MW energji elektrike.

Pas Luftës së Dytë Botërore, ushtria amerikane kërkoi përdorime të tjera për teknologjinë e reaktorit bërthamor. Kërkimet e kryera në Ushtri dhe Forca Ajrore nuk janë zbatuar; Sidoqoftë, Marina e Shteteve të Bashkuara arriti sukses duke lëshuar nëndetësen bërthamore USS Nautilus (SSN-571) më 17 janar 1955.

Centrali i parë komercial i energjisë bërthamore (Calder Hall në Sellafield, Angli) u hap në 1956 me një kapacitet fillestar prej 50 MW (më vonë 200 MW).

Reaktori i parë bërthamor i lëvizshëm "Alco PM-2A" është përdorur për të gjeneruar energji elektrike (2 MW) për bazën ushtarake amerikane "Camp Century" që nga viti 1960.

Komponentët kryesorë të një centrali bërthamor

Komponentët kryesorë të shumicës së llojeve të centraleve bërthamore janë:

Elementet e një reaktori bërthamor

• Karburant bërthamor (bërthama e reaktorit bërthamor; moderatori i neutroneve)
• Burimi origjinal i neutroneve
• Thithësi i neutroneve
• Armë neutronike (siguron një burim konstant të neutroneve për të rifilluar reagimin pas mbylljes)
• Sistemi i ftohjes (shpesh një moderator neutron dhe një ftohës janë i njëjti, uji i pastruar zakonisht)
• Shufrat e kontrollit
• Anija e Reaktorit Bërthamor (NRC)

Pompë e furnizimit me ujë të bojlerit

• Gjeneratorë me avull (jo në reaktorë me ujë të vluar)
• Turbinë me avull
• Gjeneratori i energjisë elektrike
• Kondensator
• Kulla ftohëse (jo gjithmonë e nevojshme)
• Sistemi i trajtimit të mbetjeve radioaktive (pjesë e stacionit për asgjësimin e mbetjeve radioaktive)
• Vendi i transferimit të karburantit bërthamor
• Pishinë karburantesh të harxhuara

Sistemi i sigurisë nga rrezatimi

• Sistemi i mbrojtjes së rektorit (SZR)
• Gjeneratorë të naftës emergjente
• Sistemi i ftohjes së bërthamës së reaktorit emergjent (ECCS)
• Sistemi i kontrollit të lëngjeve emergjente (injeksion emergjent i borit, vetëm në reaktorë me ujë të vluar)
• Shërbim i sistemit të furnizimit me ujë për konsumatorët përgjegjës (SOTVOP)

Predhë mbrojtëse

• Telekomanda
• Instalimi për punë në situatat emergjente
• Kompleksi i trajnimit bërthamor (si rregull, ekziston një imitim i panelit të kontrollit)

Klasifikimet e reaktorëve bërthamorë

Llojet e reaktorëve bërthamorë

Reaktorët bërthamorë klasifikohen në disa mënyra; përmbledhje këto metoda të klasifikimit paraqiten më poshtë.

Klasifikimi i moderatorëve të reaktorëve bërthamorë

Reaktorët termikë të përdorur:

• Reaktorët e grafitit
  
• Reaktorët e ujit nën presion
• Reaktorët e ujit të rëndë(përdoret në Kanada, Indi, Argjentinë, Kinë, Pakistan, Rumani dhe Korenë e Jugut).
• Reaktorët e ujit të lehtë(LWR). Reaktorët e ujit të lehtë (lloji më i zakonshëm i reaktorëve termikë) përdorin ujë të zakonshëm për të kontrolluar dhe ftohur reaktorët. Nëse temperatura e ujit rritet, atëherë dendësia e tij ulet, duke ngadalësuar fluksin e neutroneve aq sa të shkaktojë reaksione të mëtejshme zinxhirësh. Kjo është negative Reagime stabilizon shpejtësinë e reaksionit bërthamor. Reaktorët e grafitit dhe ujit të rëndë priren të nxehen më intensivisht sesa reaktorët e ujit të lehtë. Për shkak të ngrohjes shtesë, reaktorët e tillë mund të përdorin uranium natyral / lëndë djegëse të papërpunuar.
• Reaktorët bazuar në moderatorët e elementeve të dritës.
• Reaktorët e moderuar të kripës së shkrirë(MSR) kontrollohen nga prania e elementeve të lehta si litiumi ose beriliumi, të cilët gjenden në kripërat e matricës së ftohësit / karburantit LiF dhe BEF2.
• Reaktorë të ftohur të lëngshëm me metal, kur ftohësi është një përzierje e plumbit dhe bismutit, mund të përdorë oksid BeO në një absorbues të neutroneve.
• Reaktorët e moderuar organikë(OMR) përdor difenilin dhe terfenilin si moderator dhe përbërës ftohës.

Klasifikimi i reaktorëve bërthamorë sipas llojit të ftohësit

• Reaktor i ftohur me ujë... Ka 104 reaktorë që veprojnë në Shtetet e Bashkuara. 69 prej tyre janë PWR dhe 35 janë reaktorë me ujë të vluar (BWR). Reaktorët bërthamorë të ujit nën presion (PWR) përbëjnë shumicën dërrmuese të të gjitha termocentraleve bërthamorë perëndimorë. Karakteristika kryesore e llojit RVD është prania e një ventilator, një ene speciale me presion të lartë. Shumica e reaktorëve komercialë me presion të lartë dhe detar përdorin super ngarkues. Gjatë funksionimit normal, ventilator mbushet pjesërisht me ujë dhe mbi të mbahet një flluskë avulli, e cila krijohet duke ngrohur ujin me ngrohës të zhytjes. Në mënyrën normale, mbingarkesa është e lidhur me enën e reaktorit me presion të lartë (HPR) dhe kompensatori i presionit siguron praninë e një zgavre në rast të një ndryshimi në vëllimin e ujit në reaktor. Kjo skemë gjithashtu siguron kontrollin e presionit në reaktor duke rritur ose ulur presionin e avullit në kompensator duke përdorur ngrohës.

• Reaktorë me presion të lartë të ujit të rëndë Ato i përkasin një larmie reaktorësh uji nën presion (PWR), duke kombinuar parimet e përdorimit të presionit, një cikël termik të izoluar, duke supozuar përdorimin e ujit të rëndë si ftohës dhe moderator, i cili është i dobishëm ekonomikisht.
• Reaktori i ujit të vluar(BWR). Modelet e reaktorit të ujit të vluar karakterizohen nga prania e ujit të vluar rreth shufrave të karburantit në pjesën e poshtme të enës kryesore të reaktorit. Reaktori i ujit të vluar përdor 235U të pasuruar si lëndë djegëse, në formën e dioksidit të uraniumit. Karburantit mblidhen në shufra të vendosura në një enë çeliku, e cila nga ana tjetër është zhytur në ujë. Procesi i ndarjes bërthamore bën që uji të vlojë dhe të formohet avulli. Ky avull kalon nëpër tubacione në turbina. Turbinat drejtohen nga avulli, dhe ky proces gjeneron energji elektrike. Gjatë funksionimit normal, presioni kontrollohet nga sasia e avullit të ujit që rrjedh nga ena e presionit të reaktorit në turbinë.
• Reaktori i tipit pishinë
• Reaktor i ftohur me metal të lëngët... Meqenëse uji është një moderator neutronik, ai nuk mund të përdoret si një ftohës në një reaktor të shpejtë të neutronit. Ftohëset metalikë të lëngshëm përfshijnë natrium, NaK, plumb, eutektik plumbi-bismut dhe, për reaktorët e hershëm, merkur.
• Reaktor i shpejtë i ftohur me natrium.
• Reaktori i shpejtë neutron i ftohur me plumb.
• Reaktorët e ftohur me gaz ftohur nga gazi inert qarkullues, konceptuar nga heliumi në struktura me temperaturë të lartë. Ku, dioksid karboni ishte përdorur më parë në termocentralet bërthamore britanike dhe franceze. Përdorej edhe azot. Përdorimi i nxehtësisë varet nga lloji i reaktorit. Disa reaktorë janë aq të nxehtë sa që gazi mund të drejtojë direkt një turbinë gazi. Projektimet e vjetra të reaktorëve zakonisht përfshinin kalimin e gazit përmes një shkëmbyesi nxehtësie për të gjeneruar avull për një turbinë me avull.
• Reaktorët e kripës së shkrirë(MSR) ftohen nga kripa e shkrirë në qarkullim (zakonisht përzierjet eutektike të kripërave fluoride siç është FLiBe). Në një MSR tipik, lëngu i transferimit të nxehtësisë përdoret gjithashtu si matricë në të cilën tretet materiali i copëtueshëm.

Gjeneratat e reaktorëve bërthamorë

• Reaktori i gjeneratës së parë(prototipat e hershëm, reaktorët kërkimor, reaktorët jo-komercialë të energjisë)
• Reaktori i gjeneratës së dytë(termocentralet më moderne bërthamorë 1965-1996)
• Reaktori i gjeneratës së tretë(përmirësime evolucionare të modeleve ekzistuese 1996 - deri më tani)
• Reaktori i gjeneratës së katërt(teknologjitë janë ende në zhvillim, data e panjohur e fillimit të operimit, ndoshta 2030)

Në vitin 2003, Komisioni Francez i Energjisë Atomike (CEA) prezantoi emërtimin "Gen II" për herë të parë gjatë Javës së Bërthamës.

Përmendja e parë e "Gen III" u bë në vitin 2000 në lidhje me fillimin e Forumit Ndërkombëtar të Gjeneratës IV (GIF).

"Gen IV" u emërua në 2000 nga Departamenti i Energjisë i Shteteve të Bashkuara (DOE) për zhvillimin e llojeve të reja të termocentraleve.

Klasifikimi i reaktorëve bërthamorë sipas llojit të karburantit

• Reaktori i karburantit të ngurtë
• Reaktori i karburantit të lëngët
• Reaktor homogjen i ftohur me ujë
• Reaktori i kripës së shkrirë
• Reaktorët me gaz (teorik)

Klasifikimi i reaktorëve bërthamorë sipas qëllimit

• Prodhimi i energjisë elektrike
• Termocentralet bërthamore, përfshirë reaktorët e vegjël të grupeve
• Pajisjet vetëlëvizëse (shih termocentralet bërthamorë)
• Instalimet bërthamore në det të hapur
• Lloje të ndryshme të motorëve raketë të ofruara
• Përdorime të tjera të nxehtësisë
• Shkripëzimi
• Gjenerimi i nxehtësisë për ngrohje shtëpiake dhe industriale
• Prodhimi i hidrogjenit për përdorim në energjinë e hidrogjenit
• Reaktorët e prodhimit për transformimin e elementeve
• Reaktorët e krijuesit të aftë të prodhojnë më shumë material të copëtueshëm sesa konsumojnë në një reaksion zinxhir (duke shndërruar izotopet mëmë U-238 në Pu-239, ose Th-232 në U-233). Kështu, pas përfundimit të një cikli, reaktori i mbarështuesit të uraniumit mund të furnizohet me uranium natyral ose edhe të varfëruar. Nga ana tjetër, reaktori i krijuesit të toriumit mund të furnizohet me torium. Sidoqoftë, kërkohet furnizimi fillestar i materialit të copëtueshëm.
• Krijimi i izotopeve të ndryshme radioaktive, të tilla si americium për përdorim në detektorët e tymit dhe kobalt-60, molibden-99 dhe të tjerët, të përdorura si tregues dhe për trajtim.
• Prodhimi i materialeve për armët bërthamore siç është plutoniumi i shkallës së armëve
• Krijimi i një burimi të rrezatimit neutron (për shembull, një reaktor i pulsuar "Lady Godiva") dhe rrezatimit pozitron (për shembull, analiza e aktivizimit të neutroneve dhe datimi me metodën e kaliumit-argonit)
• Reaktori i hulumtimit: Në mënyrë tipike, reaktorët përdoren për të kerkimi shkencor dhe trajnimin, testimin e materialit ose prodhimin e radioizotopëve për mjekësinë dhe industrinë. Ato janë shumë më të vogla se reaktorët e energjisë ose reaktorët e anijeve. Shumë prej këtyre reaktorëve janë në kampus. Ka rreth 280 reaktorë të tillë që veprojnë në 56 vende. Disa punojnë me karburant të uraniumit shumë të pasuruar. Përpjekjet ndërkombëtare janë duke u zhvilluar për të zëvendësuar lëndët djegëse të pasurimit të ulët.

Reaktorët bërthamorë modernë

Reaktorët e ujit nën presion (PWR)

Këta reaktorë përdorin një enë presioni për të përmbajtur karburant bërthamor, shufra kontrolli, moderator dhe ftohës. Ftohja e reaktorëve dhe moderimi i neutroneve ndodh me ujë të lëngshëm nën presion të lartë. Uji i nxehtë radioaktiv që largohet nga ena e presionit kalon përmes qarkut të gjeneratorit të avullit, i cili nga ana tjetër ngroh qarkun sekondar (jo-radioaktiv). Këta reaktorë përbëjnë shumicën e reaktorëve modernë. Isshtë një pajisje për strukturën ngrohëse të një reaktori neutroni, më e reja prej të cilave janë VVER-1200, Reaktori i Avancuar i Presionit të Ujit dhe Reaktori Evropian i Ujit me Presion. Reaktorët e Marinës Amerikane janë të këtij lloji.

Reaktorët e ujit të vluar (BWR)

Reaktorët e ujit të vluar janë si reaktorët e ujit nën presion pa një gjenerator me avull. Reaktorët e ujit të vluar përdorin gjithashtu ujin si një ftohës dhe moderatorin e neutroneve si reaktorë uji me presion, por me një presion më të ulët, duke lejuar që uji të vlojë brenda një kazan, duke krijuar avull që drejton turbinat. Ndryshe nga një reaktor uji me presion, nuk ka qark primar ose sekondar. Kapaciteti ngrohës i këtyre reaktorëve mund të jetë më i lartë dhe mund të jenë më të thjeshtë në mënyrë konstruktive, dhe madje edhe më e qëndrueshme dhe e sigurt. Isshtë një pajisje e reaktorit termik, më e reja e së cilës është reaktori i përparuar i ujit të vluar dhe reaktori bërthamor i ujit të vluar i thjeshtuar ekonomik.

Reaktori i moderuar me ujë të rëndë nën presion (PHWR)

Zhvillimi kanadez (i njohur si CANDU), këto janë reaktorë ftohës të moderuar nga uji i rëndë dhe me presion. Në vend të përdorimit të një ene me presion të vetëm, si në reaktorët e ujit nën presion, karburanti ruhet në qindra kalime të presionit të lartë. Këta reaktorë funksionojnë në uranium natyror dhe janë reaktorë termikë të neutroneve. Reaktorët e ujit të rëndë mund të furnizohen me karburant ndërsa veprojnë me fuqi të plotë, duke i bërë ata shumë efikasë kur përdorni uranium (kjo lejon kontroll të saktë të rrjedhës së bërthamës). Reaktorët CANDU me ujë të rëndë janë ndërtuar në Kanada, Argjentinë, Kinë, Indi, Pakistan, Rumani dhe Korenë e Jugut. India gjithashtu operon një numër reaktorësh të ujit të rëndë, shpesh të referuar si "derivate CANDU", të ndërtuara pasi qeveria Kanadeze i dha fund marrëdhënies së saj në fusha nukleare me Indinë pas testit të armës bërthamore të Budës në vitin 1974.

Reaktori i kanalit të energjisë së lartë (RBMK)

Zhvillimi Sovjetik, i projektuar për prodhimin e plutoniumit, si dhe energjisë elektrike. RBMK-të përdorin ujin si ftohës dhe grafit si një moderator neutronik. RBMK-të janë të ngjashme në disa aspekte me CANDU-të në atë që ato mund të rimbushen gjatë operimit dhe përdorin tuba presioni në vend të një ene presioni (si në reaktorët e ujit me presion). Sidoqoftë, ndryshe nga CANDU, ato janë shumë të paqëndrueshme dhe të mëdha, duke e bërë të shtrenjtë kapakun e reaktorit. Një numër i defekteve kritike të sigurisë janë identifikuar gjithashtu në modelet e RBMK, megjithëse disa nga këto defekte janë korrigjuar pas katastrofës së Çernobilit. Karakteristika e tyre kryesore është përdorimi i ujit të lehtë dhe uraniumit të pa pasuruar. Që nga viti 2010, 11 reaktorë mbeten të hapur, kryesisht për shkak të përmirësimit të sigurisë dhe mbështetjes nga organizatat ndërkombëtare për sigurinë siç është Departamenti Amerikan i Energjisë. Përkundër këtyre përmirësimeve, reaktorët RBMK ende konsiderohen si një nga planet më të rrezikshme të reaktorëve për t'u përdorur. Reaktorët RBMK janë përdorur vetëm në ish-Bashkimin Sovjetik.

Reaktori i ftohur me gaz (GCR) dhe reaktori i avancuar i ftohur me gaz (AGR)

Ata zakonisht përdorin një moderator grafiti neutroni dhe një ftohës CO2. Për shkak të temperaturave të larta të funksionimit, ato mund të jenë më efikase për gjenerimin e nxehtësisë sesa reaktorët e ujit nën presion. Ekzistojnë një numër reaktorësh operativë të këtij projekti, kryesisht në Mbretërinë e Bashkuar, ku u zhvillua koncepti. Zhvillimet e vjetra (d.m.th. stacionet Magnox) janë mbyllur ose do të mbyllen në të ardhmen e afërt. Sidoqoftë, reaktorët e përmirësuar të ftohur me gaz kanë një jetëgjatësi të vlerësuar prej 10 deri në 20 vjet. Reaktorët e këtij lloji janë reaktorë termikë. Kostoja e çaktivizimit të reaktorëve të tillë mund të jetë e lartë për shkak të vëllimit të madh të bërthamës.

Reaktori i Fast Breeder (LMFBR)

Projektimi i këtij reaktori është i ftohur me metal të lëngët, pa moderator dhe prodhon më shumë karburant sesa konsumon. Thuhet se ata "shumëzojnë" karburantin sepse prodhojnë karburant të copëtueshëm duke kapur neutrone. Reaktorë të tillë mund të funksionojnë në të njëjtën mënyrë si reaktorët e ujit nën presion për sa i përket efikasitetit, ata duhet të kompensohen presion të lartë të gjakut sepse përdoret metali i lëngët, i cili nuk krijon një presion të tepërt edhe në temperatura shumë të larta. BN-350 dhe BN-600 në BRSS dhe Superphenix në Francë ishin reaktorë të këtij lloji, ashtu si Fermi-I në Shtetet e Bashkuara. Reaktori Monju në Japoni, i dëmtuar nga një rrjedhje natriumi në 1995, rifilloi punën në maj 2010. Të gjithë këta reaktorë përdorin / kanë përdorur natrium të lëngshëm. Këta reaktorë janë reaktorë të shpejtë dhe nuk i përkasin reaktorëve termikë. Këta reaktorë janë dy llojesh:

Plumbi i ftohur

Përdorimi i plumbit si një metal i lëngët siguron mbrojtje të shkëlqyeshme ndaj rrezatimit radioaktiv dhe lejon funksionimin në temperatura shumë të larta. Për më tepër, plumbi është (kryesisht) transparent ndaj neutroneve, kështu që më pak neutrone humbin në ftohës dhe ftohës nuk bëhet radioaktiv. Ndryshe nga natriumi, plumbi është përgjithësisht inert, kështu që ekziston më pak rrezik shpërthimi ose aksidenti, por sasi kaq të mëdha të plumbit mund të shkaktojnë probleme të toksicitetit dhe asgjësimit të mbeturinave. Përzierjet eutektike plumbi-bismut shpesh mund të përdoren në reaktorë të këtij lloji. Në këtë rast, bismut do të paraqesë pak ndërhyrje në rrezatim, pasi nuk është plotësisht transparent për neutronet, dhe mund të modifikohet në një izotop tjetër më lehtë sesa plumbi. Nëndetësja ruse e klasës Alpha përdor një reaktor të shpejtë të mbarështimit të ftohur me bismut me plumb si sistemin e saj kryesor të gjenerimit të energjisë.

Natriumi i ftohur

Shumica e reaktorëve të rritjes së metaleve të lëngëta (LMFBR) janë të këtij lloji. Natriumi është relativisht i lehtë për tu përftuar dhe i lehtë për tu punuar, dhe gjithashtu parandalon gërryerjen e pjesëve të ndryshme të reaktorit të zhytur në të. Sidoqoftë, natriumi reagon me dhunë në kontakt me ujin, prandaj duhet pasur kujdes, megjithëse shpërthime të tilla nuk do të jenë shumë më të fuqishme sesa, për shembull, rrjedhjet e lëngut të mbinxehur nga reaktorët SCWR ose RWD. EBR-I është reaktori i parë i llojit të tij ku bërthama përbëhet nga një shkrirje.

Reaktori i topit (PBR)

Ata përdorin karburant të shtypur në toptha qeramike në të cilën gazi qarkullon përmes topave. Rezultati është reaktorë efikas, modest, shumë të sigurt me karburant të lirë, të unifikuar. Prototipi ishte reaktori AVR.

Reaktorët e kripës së shkrirë

Në to, karburanti tretet në kripëra fluoride, ose fluoridet përdoren si bartës nxehtësie. Sistemet e tyre të larmishme të sigurisë, efikasiteti i lartë dhe dendësia e lartë e energjisë janë të përshtatshme për automjetet. Vlen të përmendet se ato nuk kanë pjesë që i nënshtrohen presioneve të larta ose përbërësve të djegshëm në bërthamë. Prototipi ishte reaktori MSRE, i cili gjithashtu përdori një cikël karburanti torium. Si një reaktor riprodhues, ai ripërpunon karburantin e harxhuar, duke nxjerrë elementë të uraniumit dhe transuraniumit, duke lënë vetëm 0,1% të mbetjeve të transuraniumit krahasuar me reaktorët e ujit të dritës së uraniumit të drejtpërdrejtë aktualisht në veprim. Një çështje e veçantë janë produktet e ndarjes radioaktive, të cilat nuk i nënshtrohen ripërpunimit dhe duhet të hidhen në reaktorët konvencionalë.

Reaktor homogjen i ujit (AHR)

Këta reaktorë përdorin karburant në formën e kripërave të tretshme që treten në ujë dhe përzihen me një ftohës dhe moderatorin e neutroneve.

Sisteme dhe projekte bërthamore inovative

Reaktorët e përparuar

Më shumë se një duzinë hartimesh të avancuara të reaktorëve janë në faza të ndryshme të zhvillimit. Disa prej tyre kanë evoluar nga dizajnet e reaktorëve RWD, BWR dhe PHWR, disa ndryshojnë më shumë. Të parët përfshijnë Reaktorin e Avancuar të Ujit të Vlimit (ABWR) (dy prej të cilëve aktualisht janë operacionalë dhe të tjerët në ndërtim e sipër), si dhe Reaktori Ekonomik i Ujit të Vlimit të Lehtë me Sistemin e Sigurisë Pasive (ESBWR) dhe instalimet AP1000 (Ref. Fuqia Bërthamore Programi 2010).

Reaktori integral i shpejtë i neutroneve(IFR) u ndërtua, testua dhe testua gjatë viteve 1980 dhe më pas u çaktivizua pas dorëheqjes së administratës së Klintonit në vitet 1990 për shkak të politikave të mospërhapjes së armëve bërthamore. Ripërpunimi i karburantit bërthamor të shpenzuar është në thelbin e modelit të tij dhe, për këtë arsye, ai prodhon vetëm një pjesë të mbeturinave nga reaktorët që veprojnë.

Reaktori i ftohur me gaz me Temperaturë të Lartë reaktori (HTGCR), është projektuar në mënyrë të tillë që temperaturat e larta zvogëlojnë fuqinë e daljes për shkak të zgjerimit Doppler të prerjes kryq të rrezes neutron. Reaktori përdor një lloj qeramike të karburantit, kështu që temperaturat e tij të sigurta të funksionimit tejkalojnë diapazonin e temperaturës derating. Shumica e strukturave ftohen me helium inert. Heliumi nuk mund të çojë në një shpërthim për shkak të zgjerimit të avullit, nuk është një thithës i neutroneve, i cili do të çonte në radioaktivitet dhe nuk shpërndan ndotësit që mund të jenë radioaktivë. Projektimet tipike përbëhen nga më shumë shtresa të mbrojtjes pasive (deri në 7) sesa në reaktorët e ujit të lehtë (zakonisht 3). Një tipar unik që mund të ofrojë siguri është se topat e karburantit në të vërtetë formojnë një bërthamë dhe zëvendësohen një nga një me kalimin e kohës. Karakteristikat e projektimit të qelizave të karburantit i bëjnë ato të shtrenjta për t'u ricikluar.

Të vogla, të mbyllura, të lëvizshme, reaktori autonom (SSTAR) fillimisht u testua dhe u zhvillua në SHBA. Reaktori u konceptua si një reaktor i shpejtë neutronik me një sistem mbrojtjeje pasive që mund të mbyllet në distancë në rast dyshimi për një mosfunksionim.

I pastër dhe miqësor me mjedisin reaktori i përparuar (CAESAR)është koncepti i një reaktori bërthamor që përdor avullin si një moderator neutroni - një dizajn ende në zhvillim.

Reaktori i moderuar nga uji i moderuar nga uji bazohet në Reaktorin e Avancuar të Ujit të Vlimit (ABWR), i cili aktualisht është në veprim. Ky nuk është një reaktor i plotë i shpejtë, por kryesisht përdor neutrone epitermale, të cilat kanë shpejtësi të ndërmjetme midis termike dhe të shpejtë.

Modul i vetë-rregullimit të energjisë bërthamore me moderatorin e neutronit të hidrogjenit (HPM)është një lloj strukturor i reaktorit i prodhuar nga Los Alamos National Laboratory që përdor hidridin e uraniumit si lëndë djegëse.

Reaktorët bërthamorë nënkritikë janë krijuar për të qenë më të sigurt dhe më të qëndrueshëm, por janë të vështira në aspektin inxhinierik dhe ekonomik. Një shembull është "Forcuesi i Energjisë".

Reaktorët me bazë toriumin... Thorium-232 mund të shndërrohet në U-233 në reaktorë të krijuar posaçërisht për këtë qëllim. Në këtë mënyrë, toriumi, i cili është katër herë më i bollshëm se uraniumi, mund të përdoret për të prodhuar karburant bërthamor bazuar në U-233. Besohet se U-233 ka veti të favorshme bërthamore në krahasim me U-235 të përdorur tradicionalisht, në veçanti një efikasitet më të mirë të neutroneve dhe një reduktim të sasisë së mbeturinave të prodhuara transuranike me jetë të gjatë.

Reaktor i përmirësuar i ujit të rëndë (AHWR)- reaktori i propozuar i ujit të rëndë, i cili do të përfaqësojë zhvillimin e gjeneratës së ardhshme të llojit PHWR. Në zhvillim e sipër në Qendrën e Kërkimeve Bërthamore Bhabha (BARC), Indi.

KAMINI- një reaktor unik duke përdorur izotopin uranium-233 si lëndë djegëse. E ndërtuar në Indi në Qendrën e Kërkimeve BARC dhe Qendrën e Kërkimit Bërthamor Indira Gandhi (IGCAR).

India gjithashtu planifikon të ndërtojë reaktorë të shpejtë duke përdorur ciklin e karburantit torium-uranium-233. FBTR (Reaktori i Fast Breeder) (Kalpakkam, Indi) përdor plutoniumin si lëndë djegëse dhe natriumin e lëngët si ftohës gjatë operimit.

Cilat janë reaktorët e gjeneratës së katërt?

Brezi i katërt i reaktorëve është një koleksion i projekteve të ndryshme teorike që aktualisht po merren në konsideratë. Këto projekte nuk ka gjasa të zbatohen deri në vitin 2030. Reaktorët modernë në veprim zakonisht konsiderohen sisteme të gjeneratës së dytë ose të tretë. Sistemet e gjeneratës së parë nuk janë përdorur për ca kohë. Zhvillimi i kësaj gjenerate të katërt të reaktorëve filloi zyrtarisht në Forumin Ndërkombëtar të Gjenerimit IV (GIF) me tetë qëllime teknologjike. Objektivat kryesore ishin përmirësimi i sigurisë bërthamore, rritja e sigurisë së përhapjes, minimizimi i mbeturinave dhe përdorimi i burimeve natyrore, dhe ulja e kostos së ndërtimit dhe nisjes së impianteve të tilla.

• Reaktor i shpejtë i ftohur me gaz
• Reaktori i shpejtë i ftohur me plumb
• Reaktori i kripës së lëngët
• Reaktori i shpejtë i ftohur me natrium
• Reaktori bërthamor superkritik i ftohur me ujë
• Reaktori bërthamor me temperaturë të lartë

Cilat janë reaktorët e gjeneratës së pestë?

Brezi i pestë i reaktorëve janë projekte, zbatimi i të cilave është i mundur nga pikëpamja teorike, por që aktualisht nuk janë objekt i shqyrtimit dhe hulumtimit aktiv. Ndërsa reaktorë të tillë mund të ndërtohen në periudhën aktuale ose afatshkurtër, ato gjenerojnë pak interes për arsye të qëndrueshmërisë ekonomike, praktike ose sigurisë.

• Reaktori i fazës së lëngët... Një lak i mbyllur me lëng në bërthamën e një reaktori bërthamor, ku materiali i copëtueshëm është në formën e tretësirës së shkrirë të uraniumit ose uraniumit të ftohur me një gaz pune, injektohet nëpër vrima në bazën e enës së përmbajtjes.
• Reaktori i fazës së gazit në bërthamë... Opsion i mbyllur për një raketë me motor bërthamor, ku materiali i copëtueshëm është heksafluorid i gaztë i uraniumit i vendosur në një enë kuarci. Një gaz punues (siç është hidrogjeni) do të rrjedhë rreth kësaj ene dhe do të thith rrezatimin ultraviolet nga reaksioni bërthamor. Ky dizajn mund të përdoret si një motor rakete, siç përmendet në romanin e trillimeve shkencore të Harry Harrison, 1976, Skyfall. Në teori, përdorimi i heksafluorurit të uraniumit si një lëndë djegëse bërthamore (në vend se si një ndërmjetës, siç është bërë aktualisht) do të rezultojë në kosto më të ulët të gjenerimit të energjisë dhe gjithashtu do të zvogëlojë ndjeshëm madhësinë e reaktorëve. Në praktikë, një reaktor që operon me dendësi kaq të larta të energjisë do të prodhonte një fluks të pakontrollueshëm të neutroneve, duke dobësuar vetitë e rezistencës së shumicës së materialeve të reaktorit. Kështu, rrjedha do të ishte e ngjashme me rrjedhën e grimcave të lëshuara në instalimet termobërthamore. Nga ana tjetër, kjo do të kërkonte përdorimin e materialeve të tilla që janë të ngjashme me ato të përdorura në kornizën e Projektit Ndërkombëtar për Zbatimin e një Faciliteti për rrezatimin e materialeve në një reagim bashkimi.
• Reaktori elektromagnetik në fazën e gazit... Njësoj si një reaktor në fazën e gazit, por me qelizat fotovoltaike që konvertojnë dritën ultraviolet drejtpërdrejt në energji elektrike.
• Reaktori i ndarjes
• Shkrirja bërthamore hibride... Përdoren neutronet, të emetuara gjatë shkrirjes dhe kalbjes së origjinalit ose "substancës në zonën e shumimit". Për shembull, shndërrimi i U-238, Th-232, ose karburantit i shpenzuar / mbetjeve radioaktive nga një reaktor tjetër në izotop relativisht të mirë.

Reaktori i fazës së gazit në bërthamë. Një variant i një cikli të mbyllur për një raketë me një motor bërthamor, ku materiali i copëtueshëm është hekzafloror i gazit të uraniumit, i vendosur në një enë kuarci. Një gaz punues (siç është hidrogjeni) do të rrjedhë rreth kësaj ene dhe do të thith rrezatimin ultraviolet nga reaksioni bërthamor. Ky dizajn mund të përdoret si një motor rakete, siç përmendet në romanin e trillimeve shkencore të Harry Harrison, 1976, Skyfall. Në teori, përdorimi i heksafluorurit të uraniumit si një lëndë djegëse bërthamore (në vend se si një ndërmjetës, siç është bërë aktualisht) do të rezultojë në kosto më të ulët të gjenerimit të energjisë dhe gjithashtu do të zvogëlojë ndjeshëm madhësinë e reaktorëve. Në praktikë, një reaktor që funksionon me dendësi kaq të larta të energjisë do të prodhonte një fluks të pakontrollueshëm të neutroneve, duke dobësuar vetitë e rezistencës së shumicës së materialeve të reaktorit. Kështu, rrjedha do të ishte e ngjashme me rrjedhën e grimcave të lëshuara në instalimet termobërthamore. Nga ana tjetër, kjo do të kërkonte përdorimin e materialeve të tilla që janë të ngjashme me ato të përdorura në kuadrin e Projektit Ndërkombëtar për Zbatimin e një Faciliteti për rrezatimin e materialeve në një reagim bashkimi.

Reaktori elektromagnetik në fazën e gazit. Njësoj si një reaktor në fazën e gazit, por me qelizat fotovoltaike që konvertojnë dritën ultraviolet drejtpërdrejt në energji elektrike.

Reaktori i ndarjes

Bashkimi hibrid bërthamor. Neutronet përdoren, emetohen gjatë shkrirjes dhe kalbjes së origjinalit ose "substancës në zonën e shumimit". Për shembull, shndërrimi i U-238, Th-232, ose karburantit i shpenzuar / mbetjeve radioaktive nga një reaktor tjetër në izotop relativisht të mirë.

Reaktorët e shkrirjes

Bashkimi i kontrolluar mund të përdoret në termocentralet e shkrirjes për të gjeneruar energji elektrike pa ndërlikimet që lidhen me trajtimin e aktinideve. Sidoqoftë, pengesa serioze shkencore dhe teknologjike mbeten. Janë ndërtuar disa reaktorë termobërthamorë, por vetëm kohët e fundit ka qenë e mundur të sigurohet që reaktorët të lëshojnë më shumë energji sesa konsumojnë. Përkundër faktit se kërkimi filloi në vitet 1950, supozohet se një reaktor i shkrirjes tregtare nuk do të funksionojë deri në vitin 2050. Aktualisht nën projekti ITER po bëhen përpjekje për të shfrytëzuar energjinë e shkrirjes.

Cikli i karburantit bërthamor

Reaktorët termikë zakonisht varen nga shkalla e pastrimit dhe pasurimit të uraniumit. Disa reaktorë bërthamorë mund të veprojnë në një përzierje të plutoniumit dhe uraniumit (shih karburantin MOX). Procesi me të cilin xeheror uraniumi minuar, përpunuar, pasuruar, përdorur, ripërpunuar dhe asgjësuar, njihet si cikli i karburantit bërthamor.

Deri në 1% të uraniumit në natyrë është izotopi i copëtueshëm lehtësisht U-235. Kështu, dizajni i shumicës së reaktorëve përfshin përdorimin e karburantit të pasuruar. Pasurimi përfshin një rritje në përqindjen e U-235 dhe, si rregull, kryhet duke përdorur difuzionin e gazit ose në një centrifugë gazi. Produkti i pasuruar shndërrohet më tej në pluhur dioksid uraniumi, i cili kompresohet dhe hidhet në kokrriza. Këto kokrriza vendosen në tuba, të cilat më pas mbyllen. Këto tuba quhen shufra karburanti. Secili reaktor bërthamor përdor shumë prej këtyre shufrave të karburantit.

Shumica e reaktorëve komercialë BWR dhe PWR përdorin përafërsisht uranium të pasuruar në 4% U-235. Përveç kësaj, disa reaktorë ekonomikë të ekonomisë së lartë me neutrone nuk kërkojnë aspak karburant të pasuruar (domethënë, ata mund të përdorin uranium natyror). Sipas Agjencia Ndërkombëtare mbi energjinë atomike në botë ka të paktën 100 reaktorë kërkimi që përdorin lëndë djegëse shumë të pasuruar (shkalla e armëve / 90% uranium i pasuruar). Rreziku i vjedhjes së këtij lloji të karburantit (ndoshta për përdorim në prodhimin e armëve bërthamore) ka çuar në një fushatë që bën thirrje për një kalim në reaktorë me uranium të pasuruar të ulët (i cili paraqet një kërcënim më të ulët të përhapjes).

Fissile U-235 dhe jo-copëtueshëm U-238 të afta për copëtim bërthamor përdoren në procesin e transformimit bërthamor. U-235 ndahet nga neutronet termikë (d.m.th. lëviz ngadalë). Neutroni termik është një neutron që lëviz përafërsisht me të njëjtën shpejtësi si atomet përreth tij. Meqenëse frekuenca e dridhjeve të atomeve është proporcionale me ato temperatura absolute, atëherë neutroni termik ka një aftësi më të madhe për të ndarë U-235 kur lëviz me të njëjtën shpejtësi dridhjeje. Nga ana tjetër, U-238 ka më shumë të ngjarë të kapë një neutron nëse neutroni po lëviz shumë shpejt. Atomi U-239 prishet sa më shpejt që të jetë e mundur me formimin e plutonium-239, i cili vetë është lëndë djegëse. Pu-239 është një karburant i plotë dhe duhet të merret parasysh edhe kur përdorni karburant të uraniumit shumë të pasuruar. Proceset e prishjes së plutoniumit do të mbizotërojnë mbi proceset e ndarjes U-235 në disa reaktorë. Sidomos pasi U-235 i ngarkuar origjinal të shterojë. Shkrirjet e plutoniumit si në reaktorët e shpejtë ashtu dhe në termikë, duke e bërë atë ideal për të dy reaktorët bërthamorë dhe bombat bërthamore.

Shumica e reaktorëve ekzistues janë reaktorë termikë, të cilët zakonisht përdorin ujin si një moderator neutroni (moderatori do të thotë që ngadalëson një neutron në një shpejtësi termike) dhe gjithashtu si një ftohës. Sidoqoftë, në një reaktor të shpejtë neutroni, përdoret një lloj ftohës paksa i ndryshëm, i cili nuk do të ngadalësojë shumë fluksin e neutroneve. Kjo lejon që të mbizotërojnë neutronet e shpejta, të cilat mund të përdoren në mënyrë efektive për të rimbushur vazhdimisht furnizimin me karburant. Thjesht duke vendosur uranium të lirë dhe të pa pasuruar në bërthamë, U-238 spontanisht jo-copëtueshëm do të shndërrohet në Pu-239, duke "mbarështuar" karburantin.

Në një cikël karburanti të bazuar në torium, torium-232 thith neutronet si në reaktorët e shpejtë ashtu edhe në reaktorët termikë. Prishja beta e toriumit çon në formimin e protactinium-233 dhe pastaj uranium-233, i cili nga ana tjetër përdoret si lëndë djegëse. Prandaj, si uraniumi-238, edhe toriumi-232 është material pjellor.

Mirëmbajtja e reaktorëve bërthamorë

Sasia e energjisë në një rezervuar të karburantit bërthamor shpesh shprehet në termin "ditë e plotë", që është numri i periudhave 24 orëshe (ditë) të funksionimit të një reaktori me fuqi të plotë për të gjeneruar nxehtësi. Ditët e funksionimit me fuqi të plotë në ciklin e funksionimit të reaktorit (ndërmjet intervaleve të kërkuara për karburantin) kanë të bëjnë me sasinë e uraniumit-235 (U-235) të kalbur që përmbahet në asambletë e karburantit në fillim të ciklit. Sa më e lartë të jetë përqindja e U-235 në bërthamë në fillim të ciklit, aq më shumë ditë të funksionimit me fuqi të plotë do të lejojnë që reaktori të funksionojë.

Në fund të ciklit të punës, karburanti në disa asamble është "përpunuar", shkarkuar dhe zëvendësuar në formën e kuvendeve të reja (të freskëta) të karburantit. Gjithashtu, një reagim i tillë i akumulimit të produkteve të ndarjes në karburantin bërthamor përcakton jetën e shërbimit të karburantit bërthamor në reaktor. Edhe shumë kohë përpara se të ndodhë procesi përfundimtar i copëtimit të karburantit, reaktori do të ketë kohë për të grumbulluar nënprodukte të kalbjes që thithin neutrone me jetë të gjatë, duke parandaluar që reagimi zinxhir të vazhdojë. Fraksioni i bërthamës së reaktorit që zëvendësohet gjatë karburantit është zakonisht një e katërta për një reaktor me ujë të vluar dhe një e treta për një reaktor uji me presion. Shfrytëzimi dhe ruajtja e këtij karburanti të shpenzuar është një nga detyrat më të vështira në organizimin e funksionimit të një termocentrali industrial. Mbetje të tilla bërthamore janë shumë radioaktive dhe toksike për mijëra vjet.

Jo të gjithë reaktorët duhet të nxirren nga shërbimi për karburant; për shembull, reaktorët bërthamorë të mbushur me elementë sferikë të karburantit, reaktorët RBMK (reaktori i kanalit me fuqi të lartë), reaktorët e kripës së shkrirë, reaktorët Magnox, AGR dhe CANDU lejojnë lëvizjen e qelizave të karburantit ndërsa impianti po funksionon. Në një reaktor CANDU, është e mundur të vendosen qeliza individuale të karburantit në bërthamë në një mënyrë të tillë që të rregullojë përmbajtjen U-235 në qelizën e karburantit.

Sasia e energjisë së rikuperuar nga një karburant bërthamor quhet djegia e saj, e cila shprehet në terma të energjisë termike të gjeneruar nga njësia origjinale e peshës së karburantit. Djegia zakonisht shprehet në formën e ditëve termike megavat për ton të fillimit të metaleve të rënda.

Siguria e energjisë nukleare

Siguria bërthamore është veprimi që synon parandalimin e aksidenteve bërthamore dhe rrezatimit ose lokalizimin e pasojave të tyre. Energjia bërthamore ka përmirësuar sigurinë dhe performancën e reaktorëve, dhe gjithashtu ka propozuar projekte të reja, më të sigurta të reaktorëve (të cilat zakonisht nuk janë testuar). Sidoqoftë, nuk ka asnjë garanci që reaktorë të tillë do të projektohen, ndërtohen dhe do të jenë në gjendje të funksionojnë me besueshmëri. Gabimet ndodhin kur projektuesit e reaktorëve në termocentralin bërthamor Fukushima në Japoni nuk prisnin që cunami i tërmetit të mbyllte sistemin rezervë që supozohej të stabilizonte reaktorin pas tërmetit, pavarësisht paralajmërimeve të shumta nga NRG (Grupi Kombëtar i Kërkimit) dhe Japonezët administrata. mbi sigurinë bërthamore. Sipas UBS AG, aksidentet bërthamore Fukushima I vë në pikëpyetje nëse edhe ekonomitë e përparuara si Japonia mund të sigurojnë sigurinë bërthamore. Skenarët katastrofikë janë gjithashtu të mundshëm, duke përfshirë Akti i terrorizmit... Një ekip ndërdisiplinar nga MIT (Instituti i Teknologjisë i Masaçusetsit) ka llogaritur se duke pasur parasysh rritjen e pritur të energjisë bërthamore, ka të paktën katër aksidente të rënda bërthamore që priten midis 2005-2055.

Aksidentet bërthamore dhe rrezatimi

Disa aksidente të rënda bërthamore dhe rrezatimi që kanë ndodhur. Aksidentet e centraleve bërthamore përfshijnë Incidentin SL-1 (1961), Aksidentin në ishullin Three Mile (1979), Katastrofa e Çernobilit(1986), si dhe katastrofa bërthamore Fukushima Daichi (2011). Aksidentet me energji bërthamore përfshijnë aksidente të reaktorëve në K-19 (1961), K-27 (1968) dhe K-431 (1985).

Reaktorët bërthamorë janë hedhur në orbitë rreth Tokës të paktën 34 herë. Një seri incidentesh që përfshijnë satelitin RORSAT pa pilot Sovjetik, të mundësuar nga një instalim bërthamor, çuan në depërtimin e karburantit bërthamor të harxhuar në atmosferën e Tokës nga orbita.

Reaktorët bërthamorë natyralë

Ndërsa reaktorët e ndarjes shpesh besohet të jenë produkt i teknologjisë moderne, reaktorët e parë bërthamorë ekzistojnë në natyrë. Një reaktor natyror bërthamor mund të formohet kur kushte të caktuara duke simuluar kushtet në reaktorin e projektuar. Deri më sot, deri në pesëmbëdhjetë reaktorë bërthamorë natyralë janë zbuluar brenda tre depozitimeve të veçanta të xeheve në minierën e uraniumit Oklo në Gabon, Afrika Perëndimore. Reaktorët e mirënjohur "të vdekur" të Okllo u zbuluan për herë të parë në 1972 nga fizikani francez Francis Perrin. Reagimi i ndarjes së vetë-qëndrueshme u zhvillua në këta reaktorë afërsisht 1.5 miliardë vjet më parë, dhe u mbajt për disa qindra mijë vjet, duke gjeneruar një mesatare prej 100 kW të prodhimit të energjisë gjatë kësaj periudhe. Koncepti i një reaktori bërthamor natyror u shpjegua me terma teorikë përsëri në 1956 nga Paul Kuroda në Universitetin e Arkansas.

Reaktorë të tillë nuk mund të formohen më në Tokë: prishja radioaktive gjatë kësaj periudhe të madhe kohore ka zvogëluar përqindjen e U-235 në uranium natyror nën nivelin e kërkuar për të mbajtur një reaksion zinxhir.

Reaktorët bërthamorë natyralë u formuan kur një depozitë e pasur uraniumi me minerale filloi të mbushej me ujë nëntokësor, i cili veproi si një moderator neutron dhe nisi një reaksion të rëndësishëm zinxhir. Moderatori i neutroneve në formën e ujit avulloi, duke përshpejtuar reagimin dhe më pas u kondensua, duke çuar në një ngadalësim të reaksionit bërthamor dhe parandalimin e shkrirjes. Reagimi i ndarjes ka vazhduar për qindra mijëra vjet.

Reaktorë të tillë natyrorë janë studiuar në detaje nga shkencëtarët e interesuar në asgjësimin e mbetjeve radioaktive në një mjedis gjeologjik. Ata propozojnë një studim rasti se si izotopet radioaktive do të migrojnë nëpër koren e tokës. Kjo është një pikë kyçe për kritikët e deponive gjeologjike, të cilët kanë frikë se izotopet në mbetje mund të përfundojnë në furnizime me ujë ose të migrojnë në mjedis.

Problemet mjedisore të energjisë bërthamore

Një reaktor bërthamor lëshon sasi të vogla tritiumi, Sr-90 në ajër dhe ujërat nëntokësore. Uji i ndotur me tritium është pa ngjyrë dhe pa erë. Doza të mëdha të Sr-90 rrisin rrezikun e kancerit të kockave dhe leukemisë tek kafshët, dhe me sa duket te njerëzit.

Për një person të zakonshëm, pajisjet moderne të teknologjisë së lartë janë aq misterioze dhe enigmatike sa është koha t'i adhurojmë ato ashtu si të lashtët adhuronin rrufetë. Mësimet e fizikës në shkollën e mesme, të mbushura me matematikë, nuk e zgjidhin problemin. Por ju mund të tregoni interesant edhe për një reaktor bërthamor, parimi i të cilit është i qartë edhe për një adoleshent.

Si funksionon një reaktor bërthamor?

Parimi i funksionimit të kësaj pajisje të teknologjisë së lartë është si më poshtë:

1. Kur një neutron absorbohet, karburantit bërthamor (më shpesh është uranium-235 ose plutonium-239) ndodh ndarja e bërthamës atomike;
2. Energjia kinetike, rrezatimi gama dhe neutronet e lira lirohen;
3. Energjia kinetike shndërrohet në nxehtësi (kur bërthamat përplasen me atomet përreth), rrezatimi gama absorbohet nga vetë reaktori dhe gjithashtu kthehet në nxehtësi;
4. Disa prej neutroneve të gjeneruara absorbohen nga atomet e karburantit, gjë që shkakton një reaksion zinxhir. Për kontrollimin e tij përdoren amortizuesit dhe moderatorët e neutroneve;
5. Me ndihmën e një transportuesi të nxehtësisë (ujë, gaz ose natrium i lëngshëm), nxehtësia hiqet nga vendi i reagimit;
6. Avulli me presion nga uji i nxehtë përdoret për të nxitur turbinat me avull;
7. Me ndihmën e një gjeneratori, energjia mekanike e rrotullimit të turbinave shndërrohet në rrymë elektrike alternative.

Qasjet e klasifikimit

Ka shumë arsye për një tipologji të reaktorëve:

• Sipas llojit të reaksionit bërthamor... Fisioni (të gjitha instalimet komerciale) ose shkrirja (energjia termonukleare, është e përhapur vetëm në disa institute kërkimore);
• Me ftohës... Në shumicën dërrmuese të rasteve, uji (i vluar ose i rëndë) përdoret për këtë qëllim. Ndonjëherë përdoren tretësira alternative: metali i lëngët (natriumi, aliazhi i plumbit-bismut, zhiva), gazi (helium, dioksid karboni ose azot), kripë e shkrirë (kripëra fluori);
• Nga brezi. E para janë prototipat e hershëm që nuk kishin ndonjë kuptim tregtar. E dyta është shumica e termocentraleve bërthamorë të përdorura aktualisht, të cilat janë ndërtuar para vitit 1996. Brezi i tretë ndryshon nga ai i mëparshmi vetëm me përmirësime të vogla. Puna për gjeneratën e katërt është ende në progres;
• Sipas gjendjes së grumbullimit karburant (gazi ende ekziston vetëm në letër);
• Sipas qëllimit të përdorimit(për prodhimin e energjisë elektrike, fillimin e motorit, prodhimin e hidrogjenit, shkripëzimin, shndërrimin e elementeve, marrjen e rrezatimit nervor, qëllime teorike dhe hetimore).

Pajisja e reaktorit atomik

Komponentët kryesorë të reaktorëve në shumicën e termocentraleve janë:

1. Karburant bërthamor - një substancë që kërkohet për të gjeneruar nxehtësi për turbinat e energjisë (zakonisht uranium i pasuruar me pak);
2. Zona aktive e reaktorit bërthamor - këtu ndodh reagimi bërthamor;
3. Moderatori i neutroneve - zvogëlon shpejtësinë e neutroneve të shpejta, duke i shndërruar ato në neutrone termike;
4. Burimi fillestar i neutroneve - përdoret për një fillim të besueshëm dhe të qëndrueshëm të një reaksioni bërthamor;
5. Thithës neutroni - i disponueshëm në disa termocentrale për të zvogëluar reaktivitetin e lartë të karburantit të freskët;
6. Howitz neutron - përdoret për të rifilluar reagimin pas mbylljes;
7. Lëng ftohës (ujë i pastruar);
8. Shufrat e kontrollit - për të rregulluar shkallën e copëtimit të bërthamave të uraniumit ose plutoniumit;
9. Pompë uji - pompon ujë në kazan me avull;
10. Turbinë me avull - shndërron energjinë termike të avullit në energji mekanike rrotulluese;
11. Kulla e ftohjes - një pajisje për heqjen e nxehtësisë së tepërt në atmosferë;
12. Sistemi i pranimit dhe magazinimit të mbetjeve radioaktive;
13. Sisteme sigurie (gjeneratorë nafte emergjence, pajisje ftohëse thelbësore emergjente).

Si funksionojnë modelet më të fundit

Gjenerata e fundit e reaktorëve të 4-të do të jetë në dispozicion për funksionim komercial jo më herët se 2030... Aktualisht, parimi dhe struktura e punës së tyre janë në zhvillim e sipër. Sipas të dhënave aktuale, këto modifikime do të ndryshojnë nga modelet ekzistuese të tilla Përparësitë:

• Sistemi i ftohjes me gaz të shpejtë. Supozohet se heliumi do të përdoret si ftohës. Sipas dokumentacionit të projektimit, në këtë mënyrë është e mundur të ftohni reaktorët me një temperaturë prej 850 ° C. Për të punuar në temperatura kaq të larta, do t'ju duhet gjithashtu lëndë e parë specifike: materiale qeramike të përbëra dhe përbërje aktinide;
• Possibleshtë e mundur të përdorni aliazh plumbi ose plumbi-bismut si ftohës kryesor. Këto materiale kanë një shpejtësi të ulët të përthithjes së neutroneve dhe një pikë relativisht të ulët të shkrirjes;
• Gjithashtu, një përzierje e kripërave të shkrirë mund të përdoret si bartësi kryesor i nxehtësisë. Kështu, do të jetë e mundur të punohet në temperatura më të larta se sa homologët modernë me ftohjen e ujit.

Analogë natyrorë në natyrë

Reaktori bërthamor perceptohet në vetëdija publike ekskluzivisht si produkt i teknologjive të larta. Megjithatë, në fakt, e para është pajisja ka origjina natyrore ... U gjet në rajonin Oklo të shtetit afrikan qendror të Gabonit:

• Reaktori u formua për shkak të përmbytjes së shkëmbinjve të uraniumit nga ujërat nëntokësore. Ata vepruan si moderatorë të neutroneve;
• Energjia e nxehtësisë e lëshuar gjatë prishjes së uraniumit e kthen ujin në avull dhe reaksioni zinxhir ndalet;
• Pasi temperatura e ftohësit bie, gjithçka përsëritet përsëri;
• Nëse lëngu nuk do të ishte zier dhe do të ndalonte rrjedhën e reagimit, njerëzimi do të ishte përballur me një katastrofë të re natyrore;
• Ndarja e vetë-qëndrueshme e bërthamave filloi në këtë reaktor rreth një miliard e gjysmë vjet më parë. Gjatë kësaj kohe, u caktuan rreth 0.1 milion watt të energjisë elektrike;
• Një mrekulli e tillë e botës në Tokë është e vetmja që dihet. Shfaqja e të reja është e pamundur: pjesa e uraniumit-235 në lëndët e para natyrore është shumë më e ulët se niveli i kërkuar për të mbajtur një reaksion zinxhir.

Sa reaktorë bërthamorë ka në Korenë e Jugut?

E varfër në burime natyrore, por e industrializuar dhe e mbipopulluar, Republika e Koresë ka shumë nevojë për energji. Në sfondin e refuzimit të Gjermanisë nga një atom paqësor, ky vend ka shumë shpresa për frenimin e teknologjisë bërthamore:

• Plannedshtë planifikuar që deri në vitin 2035 pjesa e energjisë elektrike të gjeneruar nga termocentralet bërthamore do të arrijë 60%, dhe prodhimi i përgjithshëm - më shumë se 40 gigavat;
• Vendi nuk ka nr armët atomike, por kërkimet në fizikën bërthamore janë duke vazhduar. Shkencëtarët koreanë kanë zhvilluar projekte për reaktorët modernë: modularë, hidrogjen, me metal të lëngshëm, etj;
• Suksesi i studiuesve vendas bën të mundur shitjen e teknologjisë jashtë vendit. Vendi pritet të eksportojë 80 njësi të tilla në 15-20 vitet e ardhshme;
• Por që nga sot, shumica e termocentralit bërthamor u ndërtua me ndihmën e shkencëtarëve amerikanë ose francezë;
• Numri i impianteve operative është relativisht i vogël (vetëm katër), por secili prej tyre ka një numër të konsiderueshëm reaktorësh - 40 në total, dhe kjo shifër do të rritet.

Kur bombardohet me neutrone, karburanti bërthamor hyn në një reaksion zinxhir, duke rezultuar në një sasi të madhe nxehtësie. Uji në sistem e merr këtë nxehtësi dhe shndërrohet në avull, i cili kthen turbinat që prodhojnë energji elektrike. Këtu është një diagram i thjeshtë i funksionimit të një reaktori bërthamor, burimi më i fuqishëm i energjisë në Tokë.

Video: si funksionojnë reaktorët bërthamorë

Në këtë video, fizikani bërthamor Vladimir Chaikin do t'ju tregojë se si prodhohet energjia elektrike në reaktorët bërthamorë, struktura e tyre e detajuar: